Consejo de Seguridad Nuclear. III. Otras disposiciones. Convenios. (BOE-A-2024-24578)
Resolución de 15 de noviembre de 2024, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se publica el Convenio con Sociedad Mercantil Science Engineering Associates, SL, para la evaluación de medidas experimentales de composición isotópica de combustible gastado.
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No ocultamos, cambiamos o tergiversamos la información, simplemente somos un altavoz organizado de los boletines oficiales de España.
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BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Núm. 284
Lunes 25 de noviembre de 2024
Sec. III. Pág. 158708
calidad de las medidas disponibles, así como de la representatividad de las mismas para
el combustible operado en las centrales españolas (valores de enriquecimiento,
quemado, fracción de huecos, y otras condiciones de operación). La información de las
mismas se recoge en la siguiente tabla.
Tabla 1. Muestras de combustible seleccionadas para la evaluación de medidas
experimentales de composición isotópica
Reactor
(proyecto)
Diseño
Forsmark 3
BWR-3000
GE14
ABB
(10x10)
(CSN-EnusaEnresa)
Combustible
(enriq.)
UO2
(3.95 % U235)
Leibstadt 3
BWR-6 GE
(MALIBU II)
SVEA
96
(10x10)
Beznau-1
PWR-W
(ARIANE)
MOX
0.231 % U235
PWR-W 5.5 % Pu
(14x14) MOX
UO2
(3,9 % U235)
0.237 % U235
6.011 % Pu
Muestra
%
Quemado
Huecos GWd/TmU
Fecha
Descarga
Fecha
Medida
ENUSA-1
51
50,4
2009
ENUSA-2
51
50.7
2009
ENUSA-3
13
49.0
2009
ENUSA-4
61
51.1
ENUSA-5
67
43.6
ENUSA-6
2,2
43.5
2009
ENUSA-7
13
49.0
2009
ENUSA-8
67
38.3
2009
KLU1
10
60,5
2009
KLU2
60
62,9
KLU3
70
56,5
BM6
–
39.6
BM3
–
48.5
BM4D
–
37.9
05/28/2005
03/28/2005
2009
2009
2009
2009
28/06/1996 1999/2000
01/04/1993
1998
1998
Las 8 primeras muestras (ENUSA-1 a 8) corresponden a un proyecto de financiación
española en el marco del «Convenio de Colaboración entre la Empresa Nacional de
Residuos Radiactivos (ENRESA), ENUSA Industrias Avanzadas (ENUSA) y el Consejo
de Seguridad Nuclear (CSN) para participar en el proyecto de investigación sobre
comportamiento de combustible de tipo BWR en condiciones de almacenamiento y
transporte» (2008-2011), en el que se realizaron tanto ensayos mecánicos de creep
como medidas de composición isotópica de 8 muestras seleccionadas a diferentes
alturas de la barra de combustible, con diferentes valores de quemado local y fracciones
de huecos.
Los ensayos se realizaron en los laboratorios de Studsvik (Suecia) en 2009, con muestras de
una barra de un elemento combustible de diseño GE14, con pastillas de UO2, sin gadolinio, y
enriquecimiento del 3.95 % en U235, fabricado por Enusa e irradiado en el reactor sueco de
Forsmark 3 durante 5 ciclos (2000-2005) hasta un quemado medio de elemento de 41
GWd/TmU (quemados locales entre 39 y 53 GWd/TmU).
– Grupo II: Muestras KLU1, KLU2, KLU3 del programa Malibu II:
Las tres muestras siguientes (KLU1 a 3), la primera de ellas segmentada en 4
muestras adyacentes y analizadas por diferentes laboratorios, corresponden a la
segunda fase del proyecto belga Malibu del que ya se han realizado algunas
evaluaciones en fases anteriores de este proyecto, gestionando la información bajo
cve: BOE-A-2024-24578
Verificable en https://www.boe.es
– Grupo I: Muestras ENUSA-1 a 8:
Núm. 284
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calidad de las medidas disponibles, así como de la representatividad de las mismas para
el combustible operado en las centrales españolas (valores de enriquecimiento,
quemado, fracción de huecos, y otras condiciones de operación). La información de las
mismas se recoge en la siguiente tabla.
Tabla 1. Muestras de combustible seleccionadas para la evaluación de medidas
experimentales de composición isotópica
Reactor
(proyecto)
Diseño
Forsmark 3
BWR-3000
GE14
ABB
(10x10)
(CSN-EnusaEnresa)
Combustible
(enriq.)
UO2
(3.95 % U235)
Leibstadt 3
BWR-6 GE
(MALIBU II)
SVEA
96
(10x10)
Beznau-1
PWR-W
(ARIANE)
MOX
0.231 % U235
PWR-W 5.5 % Pu
(14x14) MOX
UO2
(3,9 % U235)
0.237 % U235
6.011 % Pu
Muestra
%
Quemado
Huecos GWd/TmU
Fecha
Descarga
Fecha
Medida
ENUSA-1
51
50,4
2009
ENUSA-2
51
50.7
2009
ENUSA-3
13
49.0
2009
ENUSA-4
61
51.1
ENUSA-5
67
43.6
ENUSA-6
2,2
43.5
2009
ENUSA-7
13
49.0
2009
ENUSA-8
67
38.3
2009
KLU1
10
60,5
2009
KLU2
60
62,9
KLU3
70
56,5
BM6
–
39.6
BM3
–
48.5
BM4D
–
37.9
05/28/2005
03/28/2005
2009
2009
2009
2009
28/06/1996 1999/2000
01/04/1993
1998
1998
Las 8 primeras muestras (ENUSA-1 a 8) corresponden a un proyecto de financiación
española en el marco del «Convenio de Colaboración entre la Empresa Nacional de
Residuos Radiactivos (ENRESA), ENUSA Industrias Avanzadas (ENUSA) y el Consejo
de Seguridad Nuclear (CSN) para participar en el proyecto de investigación sobre
comportamiento de combustible de tipo BWR en condiciones de almacenamiento y
transporte» (2008-2011), en el que se realizaron tanto ensayos mecánicos de creep
como medidas de composición isotópica de 8 muestras seleccionadas a diferentes
alturas de la barra de combustible, con diferentes valores de quemado local y fracciones
de huecos.
Los ensayos se realizaron en los laboratorios de Studsvik (Suecia) en 2009, con muestras de
una barra de un elemento combustible de diseño GE14, con pastillas de UO2, sin gadolinio, y
enriquecimiento del 3.95 % en U235, fabricado por Enusa e irradiado en el reactor sueco de
Forsmark 3 durante 5 ciclos (2000-2005) hasta un quemado medio de elemento de 41
GWd/TmU (quemados locales entre 39 y 53 GWd/TmU).
– Grupo II: Muestras KLU1, KLU2, KLU3 del programa Malibu II:
Las tres muestras siguientes (KLU1 a 3), la primera de ellas segmentada en 4
muestras adyacentes y analizadas por diferentes laboratorios, corresponden a la
segunda fase del proyecto belga Malibu del que ya se han realizado algunas
evaluaciones en fases anteriores de este proyecto, gestionando la información bajo
cve: BOE-A-2024-24578
Verificable en https://www.boe.es
– Grupo I: Muestras ENUSA-1 a 8:
