Se presenta el estudio del envejecimiento de los materiales del sistema de instrumentación neutrónica en el reactor RP-10 mediante análisis morfológico comparativo de los plásticos empleados como aislantes de un cable coaxial nuevo e irradiado en su posición de trabajo próximo al núcleo del reactor nuclear por un tiempo aproximado de un año. A través de un análisis fractográfico por microscopía electrónica de barrido y por microscopía electrónica de transmisión se comparó a nivel macroscópico las superficies exteriores, las secciones transversales microscópicas, observándose que a mayor dosis de radiación los plásticos se vitrifican y forman burbujas internas que crecen, produciéndose tensiones internas que fracturan la matriz y disminuyen sus propiedades aislantes, resultados importantes que servirán para la toma de decisiones de reparación o sustitución de lo...

En este reporte se presenta la evaluación de los sucesos ocurridos durante el año 2011, en el reactor nuclear RP-10 del Centro Nuclear de Huarangal, desde el punto de vista de la seguridad. Para clasificar estos eventos producidos se emplea la Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES), a fin de facilitar una comprensión común entre la comunidad técnica, los medios de comunicación y el público en general. De los resultados obtenidos podemos afirmar que en el año 2011 todos los eventos referidos a la seguridad se clasifican como “debajo de la escala” o “sin significado para la seguridad”.

En una parada de emergencia, al tiempo de caída libre de las barras de seguridad, se suma el tiempo de respuesta de la instrumentación asociada y del propio conjunto de izaje electromagnético, este último denominado “Tiempo de retardo”. En el presente trabajo se muestra la medición del tiempo de retardo para la iniciación de una acción de parada de seguridad y la determinación de la corriente de trabajo de los electroimanes en cumplimiento a lo exigido por las especificaciones técnicas del reactor RP-10.

En este reporte se presenta la evaluación de los sucesos ocurridos en el reactor nuclear RP-10 durante el año 2013 desde el punto de vista de la seguridad empleando la Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES) a fin de facilitar una comprensión común entre la comunidad técnica, los medios de comunicación y el público en general. De los resultados obtenidos, tal como ocurrió el 2011, podemos afirmar que en el año 2013 todos los eventos referidos a la seguridad en el RP -10 se clasifican como “debajo de la escala” o “insignificante para la seguridad”.

En esta publicación se muestra la aplicación del sistema de salvaguardias nucleares, su evolución y estado actual en el reactor nuclear de investigación RP-10, basado en los materiales nucleares que dispone y teniendo en cuenta los objetivos de asegurar que su uso y las actividades nucleares que de ella se deriven sean desarrolladas con fines pacíficos de la energía nuclear, dentro del marco jurídico que tiene como base los diversos tratados internacionales orientados a garantizar la no proliferación de armas nucleares.

Se presentan los resultados experimentales de la evaluación para la tasa de fuga de la contención del edificio del reactor nuclear RP-10, bajo condiciones normales de trabajo (luego de una salida abrupta del sistema de ventilación) y en una situación accidental. Los valores encontrados para ambas condiciones son de 54,12 ± 4,16 % y 49,99 ± 3,83 % de volúmenes diarios, respectivamente. Debe especificarse la tasa de fuga de la atmósfera confinada por el sistema de contención a la presión de diseño, teniendo en cuenta todas las penetraciones. Esta tasa de fuga debe ser verificable a la presión de diseño durante las pruebas preliminares y a intervalos periódicos durante la vida útil del reactor. En este último caso, la tasa de fuga deberá ser estimada ya sea con pruebas a la presión de diseño o a presión reducida.

Se describe la metodología empleada para la determinación experimental del coeficiente de temperatura del reactor RP-10, aprovechando la temperatura del agua del circuito primario y la energía térmica proporcionada por la energía cinética de las bombas del circuito primario. Este método es propio y ha sido desarrollado para el reactor RP-10. Proporciona buenos resultados pero necesita el auxilio del sistema de adquisición de datos para poder evaluar las perturbaciones de reactividad, debido a la temperatura del agua del circuito primario. La experiencia muestra para el coeficiente de temperatura valores muy aceptables y se verifica la influencia de la temperatura del agua en el control y seguridad del reactor nuclear, realizado para la configuración No. 28 del núcleo. El valor encontrado es de - 6.5 pcm/ºC.

En este estudio se evalúa el impacto en la disponibilidad del reactor nuclear RP-10, frente al cambio en el nivel de tensión (a 10 kV) y nueva localización del punto de medición y suministro (PMI) propuesto por la empresa suministradora en el sistema de alimentación eléctrica al Centro Nuclear RACSO. Esta evaluación se sustenta en una memoria de cálculo que determina los nuevos niveles de falla del sistema eléctrico del reactor, incluyendo el cálculo de las corrientes de cortocircuito en las principales subestaciones de media tensión y tableros de baja tensión para compararlos con los de diseño, así como la evaluación del nuevo alimentador del suministro. La modificación propuesta no introduce nuevos riesgos y nos permite ahorros significativos en cuanto al mantenimiento y soporte de la línea de trasmisión que existe actualmente.

El seguimiento de los niveles de potencia térmica de un reactor nuclear experimental, como el reactor RP-10, se realiza mediante los niveles de corriente que reportan las cadenas de marcha y su correlación con la potencia. Las curvas de calibración, para cada cadena, van a depender de la distribución de neutrones que observan para la configuración nuclear correspondiente. Una de las maneras de modificar esta configuración es el posicionamiento de las barras de control que puede elegirse según la conveniencia de proveer mayor flujo neutrónico en una determinada posición de irradiación. En este artículo se muestra esta variación, y consecuentemente las curvas de corriente potencia que le corresponden. Hemos elegido dos posiciones relativas de las barras de control (BC1 y BC2), la primera es la que favorece la producción de radioisótopos (PPR) (Caso 1) y la segunda favorece a ...

En una instalación nuclear es necesario tener sistemas redundantes y diversos de medición, presentamos un sistema adicional para monitorear la potencia del reactor nuclear RP-10, mediante la medición de la actividad radiactiva gamma del 16N contenido en el refrigerante. Se describe la instalación de un prototipo, después de elegir y optimizar la ubicación de un detector de radiación (cámara de ionización) que fue sometido a diversas pruebas a fin de recolectar, acondicionar y trasmitir una corriente proporcional a la potencia hasta el punto de medición; luego, los valores leídos fueron contrastados con los reportados por el sistema que mide la potencia térmica teniendo como referencia las corrientes que nos proporciona las cadenas de marcha. Finalmente se instaló en la consola de comando de sala de control a la espera de su instalación definitiva con equipos adquiridos para...

Se muestran las curvas de duración de demanda (CDD) y los factores de carga (FC) para los cuatro últimos años del Sistema Eléctrico Interconectado Nacional (SEIN). En la figura 1 se muestra las CDD para los años 2000, 2001, 2002 y 2003. Con las CDD trimestrales y anuales se han obtenido los FC del SEIN que se presentan en las Tablas 1 y 2 respectivamente.

En este reporte se presentan la evaluación y resultados de los controles radiológicos del personal ocupacionalmente expuesto, realizados desde el año 1990 al 2010 en el reactor nuclear RP-10 del Centro Nuclear de Huarangal. De los resultados obtenidos en el monitoreo y controles radiológicos, se concluye que en ningún caso se ha superado los limites permitidos por la Autoridad Reguladora Peruana. La dosis efectiva promedio anual de los trabajadores ocupacionalmente expuestos fue aproximadamente de 2 mSv. En el análisis de agua del circuito primario de refrigeración no se encontró trazas de productos de fisión, lo que indica la integridad de los elementos combustibles.

Se presenta los cálculos para las emisiones de los gases de efecto invernadero (CO2, CH4 y N2O) y gases contaminantes (CO, NOx, COVDM, SO2) debido al consumo de energía total nacional del año 2001. Para el cálculo se ha aplicado la metodología del Intergovermental Panel on Climate Change (IPCC) considerando el consumo total nacional de los recursos energéticos utilizados en el año 2001. Hemos considerado el consumo de energía por sectores económicos, la población nacional mediante el llamado sector residencial y las emisiones en los procesos de transformación de recursos energéticos primarios en recursos energéticos secundarios, así como por las plantas eléctricas de generación térmica. En el cálculo de las emisiones se ha utilizado los factores de emisión del IPCC y contenidos energéticos promedios de los combustibles. Así mismo, como fuente de información del cons...

Se presentan los resultados del estudio para la automatización del sistema de ventilación y acondicionamiento de aire del reactor nuclear de investigación RP-10. Este reporte detalla el diseño, la estructura operativa, la ingeniería básica y el programa (firmware) empleado para la primera etapa, que consiste en la automatización del encendido y apagado para tiempos prefijados de todos los equipos que forman parte del sistema de ventilación y acondicionamiento, sin intervención de ningún operador, para su funcionamiento rutinario y sentando las bases para el paso automático al modo de emergencia, cuando las condiciones radiológicas lo ameriten.

Las tareas que se realizan en el recinto del reactor RP-10, son optimizadas constantemente con la finalidad de lograr la dosis más baja posible para el personal involucrado [1]. Una de las tareas es verificar que la actividad de las fuentes de Ir-192 irradiadas en el RP-10 cumpla con lo solicitado por la Planta de Producción de Radioisótopos (PPR). Para tal efecto, se emplea un Teledetector FAG modificado y versátil, con el fin de ubicarnos al lado opuesto de la dirección del haz primario de radiación mediante una extensión flexible de 12 metros y obtener valores indirectos de la actividad de esas fuentes de radiación.

El Reactor Peruano de Potencia 10 (RP-10), es un reactor nuclear para investigación y producción de radioisótopos, tipo piscina, de 10 MW de potencia térmica, con elementos combustibles MTR de U3O8 enriquecido al 20% en U-235. La función principal de estos reactores, es generar neutrones mediante la fisión del U-235, para ser utilizados en la generación de materiales radiactivos (exposición de un material al haz de neutrones), en las diversas facilidades internas y/o externas que cuenta el reactor. Durante los últimos años, el reactor RP-10 ha operado a un régimen entre 7 a 10 MW de potencia durante 10 - 16 horas semanales para: producir radioisótopos como el Tc99m, I-131, Ir-192 y Sm-153, que en el año 2001 se alcanzó una actividad total de 1642,30 Ci en 383 muestras, irradiándose 810,09 horas. Para experiencias de análisis por activación neutrónica se irradiaron 616 m...

Se presentan los resultados preliminares de la obtención de Lutecio-177 (en dos lotes) a partir de la irradiación de blancos de lutecio enriquecido y natural. También se ha comparado las características radiactivas del radioisótopo obtenido a partir de la irradiación de los blancos, con la finalidad de verificar sus cualidades para la marcación de algunas moléculas usadas en radioterapia. Para esta investigación, se irradiaron blancos de lutecio en el reactor RP-10 del Centro Nuclear RACSO por dos períodos de 6 horas cada uno y con una semana de diferencia entre los mismos. La actividad específica obtenida para el blanco enriquecido fue 527,34 y 946,25 mCi de Lu 177/mg de LuCl3 y para el blanco natural fue de 40,66 y 72,94 mCi de Lu 177/mg de LuCl3. Los resultados indican que la actividad específica obtenida a partir de lutecio enriquecido es aproximadamente 13 veces mayor qu...

Se presenta el diseño de un módulo portátil y compacto para la obtención del Tc-99m a partir del Mo-99, mediante extracción con solventes y purificación posterior mediante cromatografía en columnas de alúmina básica y acida. Se describe la función y momento de actuación de cada componente (mecánico, eléctrico, etc.). El módulo propuesto operará en forma automática minimizando las intervenciones manuales. Se redunda en lo referente a los sistemas de seguridad en cuanto al empleo de sensores y cámaras digitales a fin de tener un mayor control a distancia apropiada. El prototipo propuesto es de bajo costo económico, tecnología accesible y fácil mantenimiento a fin de cumplir con los niveles y estándares de calidad establecidos para su aplicación medicinal.

Se presenta detalladamente el desarrollo, instalación y puesta en operación de sensores de nivel de agua y tasa de exposición gamma en el nivel 11 metros (boca de tanque) del reactor nuclear RP-10 utilizados para monitorear permanentemente estos valores y usarlos como vigilancia durante los períodos de no presencia de personal de operación (situación de desatención) con el reactor en estado apagado. Los niveles de estos parámetros son empaquetados y transmitidos a un controlador en la Sala de Control del reactor para su visualización y activación de niveles de alarma. Adicionalmente, se muestra el acondicionamiento de estas señales de alarma conjuntamente con la de detección de incendios en el edificio del rector y laboratorios auxiliares para ser transmitidas al edificio de seguridad física a una distancia de 500 metros.

Se presentan los valores de flujo de neutrones en las facilidades del reactor nuclear RP-10. La medición se realizó para dos diferentes configuraciones de barras de control y seguridad en el núcleo N° 26. Los resultados confirman un incremento en el flujo de neutrones, tanto térmico como epitérmico. Estos resultados tienen consistencia con los reportes semanales de actividad de radioisótopos entregados a la Planta de Producción de Radioisótopos y muestras irradiadas para análisis por activación neutrónica.