Resumen

El reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR) tiene un gran potencial de utilizacin debido a sus caractersticas, como la seguridad inherente y la gran diversidad de usos. Una diferencia clara entre el HTGR y el reactor tradicional de agua a presin (PWR) es el gran inventario de grafito en el ncleo que acta como reflector, moderador o material de estructura. Durante el periodo de irradiacin se generarn algunos radionucleidos en el grafito, que desempean un papel importante en la seguridad del reactor, la liberacin al medio ambiente, la eliminacin de residuos, etc. Basndose en el funcionamiento real del reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTR-10) de lecho de guijarros de 10 MW de la Universidad de Tsinghua (China), se ha realizado un estudio experimental sobre el anlisis del trmino fuente del grafito irradiado. En este estudio se recogi aleatoriamente una esfera de grafito irradiado del ncleo del HTR-10 como muestra. Este trabajo se centra en el procedimiento analtico y el establecimiento de la metodologa analtica, incluyendo la recogida de la muestra, la preparacin de la muestra de grafito y los parmetros analticos. Los resultados revelan que el Co-60, el Cs-137, el Eu-152 y el Eu-154 son los principales contribuyentes, mientras que el H-3 y el C-14 son los nucleidos emisores dominantes en el material de grafito postirradiacin del HTR-10. Tambin se presentan los perfiles de distribucin de los cuatro nucleidos anteriores.

• Materias:Termohidráulico Seguridad nuclear Flujo bifásico Componentes de presión
• Subjects:Thermohydraulics Nuclear safety Two-phase flow Pressure components
• Palabras claves:Temperatura; Reactor refrigerado por gas; Grafito; Irradiado; Radionucleidos; Analítica.
• Keywords:Temperature; Gas-cooled reactor; Graphite; Irradiated; Radionuclides; Analytical.