Resumen

En este documento se presentan los anlisis de datos de contaminacin radiactiva de las tuberas de vapor (SP) y los componentes de los anillos de alta presin (HPR) de los reactores RBMK-1500. Asimismo, se comparan los resultados modelizados del sistema SP-HPR con los resultados de otros sistemas RBMK-1500 de la Unidad 1 de la central nuclear de Ignalina. Las caractersticas de los componentes del SP-HPR, las condiciones termohidrulicas del refrigerante y los regmenes operativos del sistema se evaluaron empleando el cdigo informtico LLWAA-DECOM (Tractebel Energy Engineering, Blgica). Los resultados presentados complementan las actividades de caracterizacin radiolgica y facilitan el proceso de desmantelamiento de instalaciones nucleares con reactores de tipo RBMK. El anlisis de los resultados modelizados mostr que la propagacin de la contaminacin radiactiva es muy desigual entre los distintos componentes del SP-HPR. El nivel de actividad global de los depsitos del SP-HPR viene determinado principalmente por los productos de corrosin activados y es inferior al nivel de actividad en el circuito de circulacin principal (MCC) y a la actividad del subsistema de agua no purificada del sistema de purificacin y refrigeracin (PCS).

• Materias:Desechos nucleares Transferencia de calor Análisis termohidráulico Mantenimiento de equipos Flujo de calor
• Subjects:Nuclear waste Heat transfer Thermohydraulic analysis Equipment maintenance Heat flow
• Palabras claves:Análisis de datos; Contaminación radiactiva; Reactores RBMK-1500; Tuberías de vapor; Anillos de alta presión; Caracterización radiológica
• Keywords:Data analyses; Radioactive contamination; RBMK-1500 reactors; Steam pipelines; High pressure rings; Radiological characterization