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
Lunes 25 de noviembre de 2024
Sec. III. Pág. 158709
acuerdo de confidencialidad con ORNL. La información de la segunda fase del proyecto
Malibu todavía no se ha liberado, pero se espera que se haga pública durante la vigencia
del proyecto objeto de esta propuesta.
Los ensayos se realizaron en los laboratorios de Studsvik (Suecia), PSI (Suiza) y
SCK-CEN (Bélgica), también en 2009 y con muestras de una barra de un elemento
combustible BWR de diseño SVEA-96, con pastillas de UO2 sin gadolinio y un
enriquecimiento del 3.9 % en U235, fabricado por Westinghouse-Suecia e irradiado en el
reactor suizo de Leibstadt 3 durante 7 ciclos (1998-2005) hasta un quemado medio de
elemento de 57.5 GWd/TmU (quemados locales entre 56 y 63 GWd/TmU).
En marzo de 2013, se publicó el NUREG/CR-7162 (ORNL/TM-2013/18) «Analysis of
Experimental Data for High Burnup BWR Spent Fuel Isotopic Validation – SVEA-96 and
GE14 Assembly Designs» que recoge el análisis realizado por ORNL de estos dos
conjuntos de resultados experimentales, documento público que incluye únicamente la
información de resultados permitida por los correspondientes acuerdos de
confidencialidad de ambos proyectos. El objetivo del NUREG es el uso de esta
información experimental para la validación de modelos de cálculo utilizados para el
cálculo de composiciones isotópicas en aplicaciones de combustible gastado. Los
análisis de simulación que se incluyen, están realizados con la secuencia TRITON del
código SCALE 6.1 desarrollado por ORNL. Estas medidas representan una importante
contribución a la base de datos disponible aportando datos de diseños de combustible
BWR modernos y operados en condiciones representativas de los reactores actuales.
– Grupo III: Muestras programa Ariane:
Selección de muestras del programa internacional ARIANE que todavía no han sido
evaluadas y de las que se dispone de información, habiéndose identificado las muestras
BM6, BM3, BM4D que se incluyen en la Tabla I.
Las tres muestras provienen de barras de combustible MOX, fabricado por Belgonucleaire
e irradiado en el reactor suizo PWR-W de Beznau-1 durante 6 ciclos. Las medidas
experimentales de estas tres muestras se realizaron en el laboratorio suizo de PSI.
Las muestras BM3 y BM4D se han extraído de la barra B6 (elemento M109), cercana
a la que contenía la muestra BM1, ya evaluada, estimándose el quemado de las
muestras en 48.5 y 37.9 GWd/TmU respectivamente. En el caso de la muestra BM6, se
ha extraído de la barra segmentada K7 (elemento M308) que contiene también la
muestra BM5, ya evaluada, y que ha alcanzado un quemado medio de 52 GWd/TmU,
estimándose el quemado de la muestra en 39.5 GWd/TmU.
El informe de ORNL «ARIANE International Programme Final Report», publicado
en 2002 y disponible en la web de la NEA, recoge los principales resultados del proyecto.
En el apéndice 1 se listan las muestras seleccionadas para el proyecto. En función
de la disponibilidad de información liberada del proyecto MALIBU II, al que pertenecen
las muestras KLU1-3 seleccionadas, así como de otros proyectos internacionales
durante la vigencia del convenio, esta selección podría revisarse, manteniendo siempre
los criterios de selección establecidos y con el acuerdo de las partes representadas por
sus respectivos Coordinadores Técnicos.
El proyecto se completará con los trabajos de modelación en curso con los
resultados del proyecto internacional LAGER «Laser Ablation of Gadolinium Evolution
Radially» (2023-2024) en el que participa el CSN. En este proyecto se están realizando
medidas de composición isotópica de 5 muestras extraídas de una barra intacta de
combustible 10x10 BWR con un enriquecimiento inicial del 3.66 % U235 y un contenido
inicial de gadolinio del 4 %. El quemado medio de la barra es de 8.9 GWd/TmU, lo que la
sitúa en la zona del pico de reactividad debido al quemado del gadolinio, de elevado
interés para los análisis de criticidad y de la que existe muy poca información
experimental.
Así mismo, en el marco de este convenio se presentarán al SFCOMPO-TRG de la NEA los
resultados finales de las evaluaciones de muestras que se han realizado en fases anteriores del
cve: BOE-A-2024-24578
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 284
Lunes 25 de noviembre de 2024
Sec. III. Pág. 158709
acuerdo de confidencialidad con ORNL. La información de la segunda fase del proyecto
Malibu todavía no se ha liberado, pero se espera que se haga pública durante la vigencia
del proyecto objeto de esta propuesta.
Los ensayos se realizaron en los laboratorios de Studsvik (Suecia), PSI (Suiza) y
SCK-CEN (Bélgica), también en 2009 y con muestras de una barra de un elemento
combustible BWR de diseño SVEA-96, con pastillas de UO2 sin gadolinio y un
enriquecimiento del 3.9 % en U235, fabricado por Westinghouse-Suecia e irradiado en el
reactor suizo de Leibstadt 3 durante 7 ciclos (1998-2005) hasta un quemado medio de
elemento de 57.5 GWd/TmU (quemados locales entre 56 y 63 GWd/TmU).
En marzo de 2013, se publicó el NUREG/CR-7162 (ORNL/TM-2013/18) «Analysis of
Experimental Data for High Burnup BWR Spent Fuel Isotopic Validation – SVEA-96 and
GE14 Assembly Designs» que recoge el análisis realizado por ORNL de estos dos
conjuntos de resultados experimentales, documento público que incluye únicamente la
información de resultados permitida por los correspondientes acuerdos de
confidencialidad de ambos proyectos. El objetivo del NUREG es el uso de esta
información experimental para la validación de modelos de cálculo utilizados para el
cálculo de composiciones isotópicas en aplicaciones de combustible gastado. Los
análisis de simulación que se incluyen, están realizados con la secuencia TRITON del
código SCALE 6.1 desarrollado por ORNL. Estas medidas representan una importante
contribución a la base de datos disponible aportando datos de diseños de combustible
BWR modernos y operados en condiciones representativas de los reactores actuales.
– Grupo III: Muestras programa Ariane:
Selección de muestras del programa internacional ARIANE que todavía no han sido
evaluadas y de las que se dispone de información, habiéndose identificado las muestras
BM6, BM3, BM4D que se incluyen en la Tabla I.
Las tres muestras provienen de barras de combustible MOX, fabricado por Belgonucleaire
e irradiado en el reactor suizo PWR-W de Beznau-1 durante 6 ciclos. Las medidas
experimentales de estas tres muestras se realizaron en el laboratorio suizo de PSI.
Las muestras BM3 y BM4D se han extraído de la barra B6 (elemento M109), cercana
a la que contenía la muestra BM1, ya evaluada, estimándose el quemado de las
muestras en 48.5 y 37.9 GWd/TmU respectivamente. En el caso de la muestra BM6, se
ha extraído de la barra segmentada K7 (elemento M308) que contiene también la
muestra BM5, ya evaluada, y que ha alcanzado un quemado medio de 52 GWd/TmU,
estimándose el quemado de la muestra en 39.5 GWd/TmU.
El informe de ORNL «ARIANE International Programme Final Report», publicado
en 2002 y disponible en la web de la NEA, recoge los principales resultados del proyecto.
En el apéndice 1 se listan las muestras seleccionadas para el proyecto. En función
de la disponibilidad de información liberada del proyecto MALIBU II, al que pertenecen
las muestras KLU1-3 seleccionadas, así como de otros proyectos internacionales
durante la vigencia del convenio, esta selección podría revisarse, manteniendo siempre
los criterios de selección establecidos y con el acuerdo de las partes representadas por
sus respectivos Coordinadores Técnicos.
El proyecto se completará con los trabajos de modelación en curso con los
resultados del proyecto internacional LAGER «Laser Ablation of Gadolinium Evolution
Radially» (2023-2024) en el que participa el CSN. En este proyecto se están realizando
medidas de composición isotópica de 5 muestras extraídas de una barra intacta de
combustible 10x10 BWR con un enriquecimiento inicial del 3.66 % U235 y un contenido
inicial de gadolinio del 4 %. El quemado medio de la barra es de 8.9 GWd/TmU, lo que la
sitúa en la zona del pico de reactividad debido al quemado del gadolinio, de elevado
interés para los análisis de criticidad y de la que existe muy poca información
experimental.
Así mismo, en el marco de este convenio se presentarán al SFCOMPO-TRG de la NEA los
resultados finales de las evaluaciones de muestras que se han realizado en fases anteriores del
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Verificable en https://www.boe.es
Núm. 284
