Consejo de Seguridad Nuclear P...
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Temáticas obligatorias de los proyectos para la ayuda Consejo de Seguridad Nuclear Proyectos I+D
LÍNEA 1: UTILIZACIÓN Y EFECTIVIDAD DE EQUIPOS DE PROTECCIÓN INDIVIDUAL FRENTE AL RADÓN:
Evaluar la efectividad de las mascarillas FFP2 y FFP3 (nuevas y recicladas) para
reducir la exposición al radón, en el rango de condiciones de humedad y de
distribución de tamaño de partículas en aire que se dan en la práctica, y definir
los protocolos óptimos para el uso de las mismas. Evaluar la efectividad de las mascarillas FFP2 y FFP3 (nuevas y recicladas) para
reducir la exposición al radón, en el rango de condiciones de humedad y de
distribución de tamaño de partículas en aire que se dan en la práctica, y definir
los protocolos óptimos para el uso de las mismas.
reducir la exposición al radón, en el rango de condiciones de humedad y de
distribución de tamaño de partículas en aire que se dan en la práctica, y definir
los protocolos óptimos para el uso de las mismas. Evaluar la efectividad de las mascarillas FFP2 y FFP3 (nuevas y recicladas) para
reducir la exposición al radón, en el rango de condiciones de humedad y de
distribución de tamaño de partículas en aire que se dan en la práctica, y definir
los protocolos óptimos para el uso de las mismas.
LÍNEA 2: METODOLOGÍA DE CALIBRACIÓN PARA MEDIDAS DE DESCLASIFICACIÓN DE MATERIALES EN CONTENEDOR Y CARACTERIZACIÓN DE GRANDES COMPONENTES:
Desarrollar métodos específicos de calibración y puesta en marcha de equipos de medida
para el proceso de desclasificación que permitan adquirir un mayor conocimiento sobre las
diferentes variables que afectan a las medidas de desclasificación, así como su
importancia relativa. Adicionalmente, la caracterización de grandes componentes de
naturaleza metálica y geometría compleja sin necesidad de segmentación es un proceso
cada vez más demandado por el sector nuclear, pero difícil de aceptar por las
incertidumbres y desafíos que plantea. Desarrollar métodos específicos de calibración y puesta en marcha de equipos de medida
para el proceso de desclasificación que permitan adquirir un mayor conocimiento sobre las
diferentes variables que afectan a las medidas de desclasificación, así como su
importancia relativa. Adicionalmente, la caracterización de grandes componentes de
naturaleza metálica y geometría compleja sin necesidad de segmentación es un proceso
cada vez más demandado por el sector nuclear, pero difícil de aceptar por las
incertidumbres y desafíos que plantea.
para el proceso de desclasificación que permitan adquirir un mayor conocimiento sobre las
diferentes variables que afectan a las medidas de desclasificación, así como su
importancia relativa. Adicionalmente, la caracterización de grandes componentes de
naturaleza metálica y geometría compleja sin necesidad de segmentación es un proceso
cada vez más demandado por el sector nuclear, pero difícil de aceptar por las
incertidumbres y desafíos que plantea. Desarrollar métodos específicos de calibración y puesta en marcha de equipos de medida
para el proceso de desclasificación que permitan adquirir un mayor conocimiento sobre las
diferentes variables que afectan a las medidas de desclasificación, así como su
importancia relativa. Adicionalmente, la caracterización de grandes componentes de
naturaleza metálica y geometría compleja sin necesidad de segmentación es un proceso
cada vez más demandado por el sector nuclear, pero difícil de aceptar por las
incertidumbres y desafíos que plantea.
LÍNEA 3: ELABORACIÓN DE UNA CURVA DE CALIBRACIÓN DOSIS-EFECTO PARA PROTONES, SU VALIDACIÓN CON PACIENTES DE RADIOTERAPIA Y ACTUALIZACIÓN DE LA CURVA DE NEUTRONES PREVIA:
Obtención de parámetros de referencia que permitan, mediante la técnica de
dicéntricos, la estimación de dosis y la fracción de cuerpo irradiada en personas
expuestas a protones y/o neutrones. Obtención de parámetros de referencia que permitan, mediante la técnica de
dicéntricos, la estimación de dosis y la fracción de cuerpo irradiada en personas
expuestas a protones y/o neutrones.
dicéntricos, la estimación de dosis y la fracción de cuerpo irradiada en personas
expuestas a protones y/o neutrones. Obtención de parámetros de referencia que permitan, mediante la técnica de
dicéntricos, la estimación de dosis y la fracción de cuerpo irradiada en personas
expuestas a protones y/o neutrones.
LÍNEA 4: METODOLOGÍA DE VERIFICACIÓN, CALIBRACIÓN Y SIMULACIÓN DE LOS PÓRTICOS DE DETECCIÓN SITUADOS EN INSTALACIONES A LAS QUE APLICA EL RD 451/2020, DE 10 DE MARZO, SOBRE EL CONTROL Y RECUPERACIÓN DE LAS FUENTES RADIACTIVAS HUÉRFANAS:
Investigar sobre los métodos específicos y fórmulas de verificación y calibración de
los pórticos de radiación que actualmente están instalados en las empresas a las
que les aplica el Real Decreto 451/2020, de 10 de marzo, sobre el control y
recuperación de las fuentes radiactivas huérfanas. Adicionalmente, se desarrollará
una simulación de pórtico de radiación que permita realizar estudios sobre la
respuesta de dichos pórticos ante la presencia de fuentes radiactivas huérfanas, y
que de este modo se puedan plantear estrategias para reducir el procesamiento de
fuentes radiactivas huérfanas. Investigar sobre los métodos específicos y fórmulas de verificación y calibración de
los pórticos de radiación que actualmente están instalados en las empresas a las
que les aplica el Real Decreto 451/2020, de 10 de marzo, sobre el control y
recuperación de las fuentes radiactivas huérfanas. Adicionalmente, se desarrollará
una simulación de pórtico de radiación que permita realizar estudios sobre la
respuesta de dichos pórticos ante la presencia de fuentes radiactivas huérfanas, y
que de este modo se puedan plantear estrategias para reducir el procesamiento de
fuentes radiactivas huérfanas.
los pórticos de radiación que actualmente están instalados en las empresas a las
que les aplica el Real Decreto 451/2020, de 10 de marzo, sobre el control y
recuperación de las fuentes radiactivas huérfanas. Adicionalmente, se desarrollará
una simulación de pórtico de radiación que permita realizar estudios sobre la
respuesta de dichos pórticos ante la presencia de fuentes radiactivas huérfanas, y
que de este modo se puedan plantear estrategias para reducir el procesamiento de
fuentes radiactivas huérfanas. Investigar sobre los métodos específicos y fórmulas de verificación y calibración de
los pórticos de radiación que actualmente están instalados en las empresas a las
que les aplica el Real Decreto 451/2020, de 10 de marzo, sobre el control y
recuperación de las fuentes radiactivas huérfanas. Adicionalmente, se desarrollará
una simulación de pórtico de radiación que permita realizar estudios sobre la
respuesta de dichos pórticos ante la presencia de fuentes radiactivas huérfanas, y
que de este modo se puedan plantear estrategias para reducir el procesamiento de
fuentes radiactivas huérfanas.
LÍNEA 5: CAPACIDAD METROLÓGICA DE LOS EQUIPOS DE DOSIMETRÍA NEUTRÓNICA EN INSTALACIONES DE PROTONTERAPIA:
Evaluar la idoneidad de diferentes detectores y dosímetros de neutrones, activos y
pasivos, empleados para la dosimetría personal y de área en instalaciones de
protonterapia. Evaluar la idoneidad de diferentes detectores y dosímetros de neutrones, activos y
pasivos, empleados para la dosimetría personal y de área en instalaciones de
protonterapia.
pasivos, empleados para la dosimetría personal y de área en instalaciones de
protonterapia. Evaluar la idoneidad de diferentes detectores y dosímetros de neutrones, activos y
pasivos, empleados para la dosimetría personal y de área en instalaciones de
protonterapia.
LÍNEA 6: MÉTODOS SIMPLIFICADOS PARA LA ESTIMACIÓN PRÁCTICA DE LA PROPAGACIÓN DE CONTAMINACIÓN POR RADIOISÓTOPOS EN AGUAS SUBTERRÁNEAS, A PARTIR DE EFLUENTES LÍQUIDOS:
Desarrollar herramientas y métodos de cálculo simplificado que permitan la estimación
práctica y fiable, razonablemente conservadora, de la caracterización y propagación de
contaminantes radiactivos en las aguas subterráneas del entorno de una instalación
nuclear o del ciclo de combustible, o en zonas de minas de uranio restauradas, zonas con
residuos NORM o zonas restauradas afectadas previamente por vertidos radiactivos. Desarrollar herramientas y métodos de cálculo simplificado que permitan la estimación
práctica y fiable, razonablemente conservadora, de la caracterización y propagación de
contaminantes radiactivos en las aguas subterráneas del entorno de una instalación
nuclear o del ciclo de combustible, o en zonas de minas de uranio restauradas, zonas con
residuos NORM o zonas restauradas afectadas previamente por vertidos radiactivos.
práctica y fiable, razonablemente conservadora, de la caracterización y propagación de
contaminantes radiactivos en las aguas subterráneas del entorno de una instalación
nuclear o del ciclo de combustible, o en zonas de minas de uranio restauradas, zonas con
residuos NORM o zonas restauradas afectadas previamente por vertidos radiactivos. Desarrollar herramientas y métodos de cálculo simplificado que permitan la estimación
práctica y fiable, razonablemente conservadora, de la caracterización y propagación de
contaminantes radiactivos en las aguas subterráneas del entorno de una instalación
nuclear o del ciclo de combustible, o en zonas de minas de uranio restauradas, zonas con
residuos NORM o zonas restauradas afectadas previamente por vertidos radiactivos.
LÍNEA 7: METODOLOGÍAS DE CÁLCULO Y EVALUACIÓN EXPERIMENTAL APLICABLES AL ANÁLISIS DEL COMPORTAMIENTO A LARGO PLAZO DE LOS CONTENEDORES PARA ALMACENAMIENTO EN SECO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR GASTADO:
Avanzar en el conocimiento del comportamiento de los materiales de los
contenedores de almacenamiento en seco de combustible gastado que se
emplean en los Almacenes Temporales Individualizados (ATI) y puedan
emplearse en un futuro AGP, mediante modelización de los mecanismos de
degradación y metodologías de ensayos aplicables a dichos materiales
para el análisis de su comportamiento a medio y largo plazo. Avanzar en el conocimiento del comportamiento de los materiales de los
contenedores de almacenamiento en seco de combustible gastado que se
emplean en los Almacenes Temporales Individualizados (ATI) y puedan
emplearse en un futuro AGP, mediante modelización de los mecanismos de
degradación y metodologías de ensayos aplicables a dichos materiales
para el análisis de su comportamiento a medio y largo plazo.
contenedores de almacenamiento en seco de combustible gastado que se
emplean en los Almacenes Temporales Individualizados (ATI) y puedan
emplearse en un futuro AGP, mediante modelización de los mecanismos de
degradación y metodologías de ensayos aplicables a dichos materiales
para el análisis de su comportamiento a medio y largo plazo. Avanzar en el conocimiento del comportamiento de los materiales de los
contenedores de almacenamiento en seco de combustible gastado que se
emplean en los Almacenes Temporales Individualizados (ATI) y puedan
emplearse en un futuro AGP, mediante modelización de los mecanismos de
degradación y metodologías de ensayos aplicables a dichos materiales
para el análisis de su comportamiento a medio y largo plazo.
LÍNEA 8: DESARROLLO DE UNA HERRAMIENTA DE INTELIGENCIA ARTIFICIAL PARA EL ANÁLISIS DE FATIGA VIBRACIONAL PARA LA MEJORA DE LOS PLANES DE GESTIÓN DE VIDA EN LAS CENTRALES NUCLEARES:
Avanzar a través de la inteligencia artificial en la mejora de los programas de
gestión del envejecimiento capaces de vigilar y controlar preventivamente los
potenciales mecanismos de degradación por fatiga vibracional de componentes de
las instalaciones nucleares, durante la vida de diseño original de 40 años, así como
durante el periodo de extensión de vida aceptado. Avanzar a través de la inteligencia artificial en la mejora de los programas de
gestión del envejecimiento capaces de vigilar y controlar preventivamente los
potenciales mecanismos de degradación por fatiga vibracional de componentes de
las instalaciones nucleares, durante la vida de diseño original de 40 años, así como
durante el periodo de extensión de vida aceptado.
gestión del envejecimiento capaces de vigilar y controlar preventivamente los
potenciales mecanismos de degradación por fatiga vibracional de componentes de
las instalaciones nucleares, durante la vida de diseño original de 40 años, así como
durante el periodo de extensión de vida aceptado. Avanzar a través de la inteligencia artificial en la mejora de los programas de
gestión del envejecimiento capaces de vigilar y controlar preventivamente los
potenciales mecanismos de degradación por fatiga vibracional de componentes de
las instalaciones nucleares, durante la vida de diseño original de 40 años, así como
durante el periodo de extensión de vida aceptado.
LÍNEA 9: INVESTIGACIÓN SOBRE CONTENEDORES DE ALMACENAMIENTO EN SECO:
Avanzar en el conocimiento de las metodologías de cálculo aplicables al
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en
seco de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías
destinadas al mantenimiento de los contenedores atendiendo a los
elementos de combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos;
abordar posibles problemas que se pueden presentar en procesos de
licenciamiento por falta de normativa nacional o internacional. Avanzar en el conocimiento de las metodologías de cálculo aplicables al
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en
seco de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías
destinadas al mantenimiento de los contenedores atendiendo a los
elementos de combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos;
abordar posibles problemas que se pueden presentar en procesos de
licenciamiento por falta de normativa nacional o internacional.
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en
seco de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías
destinadas al mantenimiento de los contenedores atendiendo a los
elementos de combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos;
abordar posibles problemas que se pueden presentar en procesos de
licenciamiento por falta de normativa nacional o internacional. Avanzar en el conocimiento de las metodologías de cálculo aplicables al
análisis del comportamiento de los contenedores de almacenamiento en
seco de combustible gastado a largo plazo; plantear metodologías
destinadas al mantenimiento de los contenedores atendiendo a los
elementos de combustible dañados o la recuperabilidad de los mismos;
abordar posibles problemas que se pueden presentar en procesos de
licenciamiento por falta de normativa nacional o internacional.