DSpace Repository

Estimación de la rapidez de dosis alrededor de las barras de control gastadas de un BWR

Show simple item record

dc.contributor.author Cancino Polito, Giovanni
dc.date.accessioned 2021-11-14T06:05:09Z
dc.date.available 2021-11-14T06:05:09Z
dc.date.created 2016-01-15
dc.date.issued 2021-11-03
dc.identifier.citation Cancino Polito, Giovanni. (2016). Estimación de la rapidez de dosis alrededor de las barras de control gastadas de un BWR. (Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas). Instituto Politécnico Nacional, Sección de Estudios de Posgrado e Investigación, Escuela Superior de Física y Matemáticas. México. es
dc.identifier.uri http://tesis.ipn.mx/handle/123456789/29801
dc.description Tesis (Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas), Instituto Politécnico Nacional, SEPI, ESFM, 2016, 1 archivo PDF, (109 páginas). tesis.ipn.mx es
dc.description.abstract RESUMEN: La energía puede provenir de fuentes fósiles (gas natural, petróleo) renovables (solar, eólica, hidroeléctrica, mareomotriz, geotérmica, biomasa, bioenergía y nuclear. La energía nuclear se puede obtener mediante reacciones de fisión o de fusión (aún se sigue investigando) de núcleos de atómicos. La fisión consiste en consiste en la partición de un núcleo muy pesado (Uranio 235, por ejemplo) en dos núcleos más ligeros. Una gran parte de la energía eléctrica del mundo se genera a partir de la energía liberada por los procesos de fisión. En un reactor nuclear de potencia, de agua ligera, como los BWR, existen muchos elementos importantes que permiten conducir con seguridad su operación, uno de ellos son los elementos o sistemas de control, los venenos quemables o absorbedores de neutrones permiten controlar inherentemente la potencia de un reactor. Las barras de control, que están constituidas en su mayor parte por acero inoxidable y elementos absorbedores (como el carburo de boro, hafnio, cadmio, entre otros más) de neutrones térmicos es capaz de iniciar, regular la potencia o parar al reactor. Estas, debido al uso se queman o agotan del material absorbedor y por lo tanto llegan a su tiempo de vida, el cual puede ser de 15 años o tener otros valores dependiendo del fabricante. Las barras de control gastadas deben ser extraídas, almacenadas o confinadas en lugares exprofeso. Precisamente en esta etapa surge la gran importancia de conocer su estado radiológico para poder manipularlas con seguridad y sin percances a la salud de los individuos encargados de realizar estas diligencias. El presente trabajo de tesis consiste en la estimación de la tasa de dosis en barras de control gastadas o quemadas, hechas de carburo de boro, de un reactor BWR típico. Se estimará la misma mediante mediciones radiológicas directas, con equipo de medición del tipo cámara de ionización para radioterapia, en seis barras de control gastadas, que fueron extraídas en diferentes ciclos de operación del reactor y se encuentran dentro de una alberca de combustible gastado. Valiéndose del soporte de equipo electromecánico y electrónico para el posicionamiento e izamiento del equipo de medición radiológica alrededor de la barra de control, en disposición axial y radial para su apropiado escaneo. Finalmente, serán presentadas unas gráficas que corresponden a la distribución de la dosis alrededor de dichas barras de control. ABSTRACT: The energy can come from fossil renewable sources (solar (natural gas, oil), wind, hydro, tidal, geothermal, biomass, bioenergy and nuclear. Nuclear power can be obtained by fission reactions and fusion (still under investigation) atomic nuclei. Fission, is a partition of a very heavy nucleus (Uranium 235, for example) into two lighter nuclei. Much of the world's electric power is generated from the energy released by fission processes. In a nuclear power reactor, light water as the BWR, there are many important elements that allow safe driving operation, one of them are the elements or control systems, the burnable poison or neutron absorber inherently allow control power reactor. The control rods, which consist mostly of stainless steel and absorbing elements (such as boron carbide, hafnium, cadmium, among others) of thermal neutrons is able to initiate, regulate or stop the reactor power. These, due to the use of depleted burned or absorbing material and therefore reach their lifespan, which can be 15 years or have other values depending on the manufacturer. Control rods worn should be removed, stored or confined in expressly places. Precisely at this stage arises the importance of knowing their radiological condition to manipulate safely and without incident to the people’s health responsible for conducting these proceedings state arises. This thesis consists in the estimation of the dose rate in spent control rod made of boron carbide, from a typical BWR reactor. It will be estimated by direct radiation measurements with measurement equipment for radiotherapy ionization chamber, in six spent control rods, which were taken at different reactor operating cycles and are in a spent fuel pool. Using bracket electromechanical and electronic equipment for positioning and lifting equipment for radiation measurement around the control rod in the axial and radial arrangement for proper scanning. Finally will be presented a graphic corresponding to the dose distribution around said control rods. es
dc.language.iso es es
dc.subject Rayos X es
dc.subject Fotones es
dc.subject Kerma es
dc.title Estimación de la rapidez de dosis alrededor de las barras de control gastadas de un BWR es
dc.type TESIS es
dc.contributor.advisor Ángeles Carranza, Arturo
dc.contributor.advisor Moranchel y Rodríguez, Mario


Files in this item

This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record

Search DSpace


Browse

My Account