Se determinó la temperatura neutrónica en cuatro distintas posiciones de irradiación del reactor nuclear RP-10 en su configuración 24 a la potencia de 300Kw, para ello se empleó el método directo propuesto por De Corte y colaboradores en 1993. Se presentan los resultados de la temperatura neutrónica en estas cuatro posiciones del núcleo del reactor y se discuten los resultados obtenidos.

Se presentan los resultados de las mediciones de ruido neutrónico realizadas en el reactor RP-0 en la configuración 7A2, utilizando la barra BC3 para alcanzar la criticidad. Estas mediciones se realizaron utilizando una cámara de ionización compensada (CIC) ubicada en la posición E2. Finalmente, se presenta la calibración en potencia de la cámara de marcha 4 de la instrumentación del reactor.

En el presente trabajo se presenta la metodología para la medición de flujos térmicos y epitérmicos mediante el método K0. Los resultados obtenidos demuestran la factibilidad de realizar mediciones a alta potencia, mediante este método, en las facilidades del núcleo del reactor RP-10.

Se presenta los resultados de la estimación del coeficiente de reactividad por vacío del núcleo 7A4 del reactor RP-0 mediante Cinética Inversa y Ruido Neutrónico, para ello se utilizó una cámara de ionización compensada ubicada en la posición E2 del núcleo. La experiencia se realizó a una potencia de 0,47 W, la cual fue monitoreada por el mismo equipo de medición, como vacío se utilizó espadas de aluminio en diferentes configuraciones dentro del núcleo del reactor. Los resultados son evaluados mediante la teoría de perturbaciones a un grupo de energía.

The propagation of bright solitons in a high power regime in a graphene sheet is studied, where the alteration of the fraction of flowing energy within the sheet causes the variation in the propagating solitonic peaks, which when compared in relative unit allows confirm that the latter only depend on the length of the soliton. Finally the relation is proposed $\kappa=\rho_{i}/\rho_{j}$ showing the magnitude between solitons i j close or approaching to 2 µm and an application to characterize width of films with non-linear susceptibility.

En el presente trabajo aplicamos una metodología de cálculo neutrónico basada en los códigos WIMS[1], CITATION[2] y de softwares desarrollados en el IPEN tales como SECCION[3] y WIMCIT[4] con el fin de determinar parámetros relevantes a la seguridad del reactor. Presentamos la comparación teórico-experimental de los mismos a lo largo de la evolución del núcleo del RP-10 con el fin de validar la metodología de cálculo propuesta. Se presentan los valores de reactividad experimentales evaluados en función a dos valores del Beta efectivo, βef =0.0078 y βef =0.0074 encontrando así que para el último caso las discrepancias entre cálculo y experimento se reducen. Se muestran los valores de flujos térmicos para el núcleo 17 y 18, y las discrepancias no superan el 10%, esto sin embargo no es determinante debido a los pocos puntos experimentales con los que se contó. Los result...

Se muestran los resultados de los cálculos de la criticidad de los depósitos de elementos combustibles irradiados y no irradiados del reactor nuclear de investigación de 10 MW (RP-10), usando del código MCNP5. En todos los casos analizados, para las condiciones de almacenamiento normal e incidental, el factor de multiplicación efectivo (Keff) resulta menor a 0.90 establecido como el criterio de aceptación.

Uno de parámetros requeridos para la licencia de operación del reactor, es el valor del Exceso de Reactividad del núcleo; siendo para ello necesario conocer los valores del peso de las barras de control. En el RP-10 se han utilizado los modelos cinéticos puntual y espacial para la calibración y el Rod-Drop de las barras, habiéndose encontrado discrepancias en la reproducibilidad de los resultados cuando se modifica la secuencia de las mismas. El presente trabajo establece dos hipótesis como causas principales de estas discrepancias; primero, el efecto de la ubicación de los detectores (dos cámaras de ionización compensada) en el núcleo; segundo, el efecto de apantallamiento entre dos barras de control. Los resultados mostraron que las discrepancias podían ser explicadas por las hipótesis planteadas y en consecuencia se pudo determinar las incertezas y el exceso de reactivida...

Se presentan los resultados de las mediciones de potencia térmica, realizadas por dos técnicas: Ruido Neutrónico y Activación Neutrónica en la configuración 7A5 del reactor RP-0, para la corriente de cámara de marcha ICM4 = 0.1 x 10-6 Amperios. Estas mediciones se realizaron utilizando dos cámaras de ionización compensada (CIC) ubicadas en las posiciones D9 y H4 del núcleo para la primera técnica, e irradiando hojuelas de indio como monitores de flujo, para la segunda técnica.

Se presentan las mediciones experimentales del coeficiente de reactividad por vacío en el moderador del reactor RP-0. Estas mediciones se realizan extrayendo la barra BC4 compensando con la barra de control BC2. Los resultados nos muestran un núcleo no homogéneo en donde en la zona de menor importancia neutrónica se obtiene un promedio de –346.8 pcm / % vacío, así mismo en la zona de mayor importancia neutrónica se obtiene un promedio de –154.8 pcm / % vacío.

A fin de incorporar un nuevo sistema de calibración de las barras de control, que permita obtener resultados con menor incertidumbre y en menor tiempo, se realizaron pruebas para la validación de los programas Fercin 1 y 2 que forman parte del sistema de ruido neutrónico adquirido mediante el convenio Perú-Argentina. Las opciones del programa que se validaron fueron las del reactímetro y rod–drop por comparación con el método del Período Asintótico, que es el usualmente empleado por el grupo de operación. La configuración de núcleo utilizada fue la N° 24.

Se realizan mediciones con un detector de INa a fin de localizar la posición óptima del detector para la medida de la actividad del N16 y determinar los espectros de energía y de tiempo para la actividad observada. Esto nos permitirá calibrar la cámara de marcha 4 en función de las actividades del N16.

Se plantean las ecuaciones cinéticas para 1 y 6 grupos de neutrones, para el modelo de reactor nuclear puntual y se resuelven tanto analítica como numéricamente. Tanto la solución analítica vía la transformada de Laplace como la numérica son efectuadas con el software Mathematica. Los resultados se presentan en función de reactividades positivas. Los gráficos permiten apreciar los fenómenos físicos asociados con la evolución de la población neutrónica en función del parámetro reactividad.

Se presentan los resultados de los parámetros de seguridad medidos (flujo neutrónico, exceso de reactividad, y efectividad de barras de control) para la configuración 7A5 del reactor RP-0. El flujo neutrónico fue determinado utilizando la técnica de activación neutrónica (irradiación de hojuelas de indio como monitores de flujo); mientras que el resto de parámetros fueron determinados por el método de cinética inversa utilizando dos cámaras de ionización compensada (CIC) ubicadas en el núcleo del reactor.

Se presenta los cálculos, selección y diseño de componentes para la construcción de un sistema automático para medir el flujo de neutrones del reactor RP-10 en operación a través de la espectrometría gamma de muestras (hojuelas) irradiadas en el núcleo del reactor. Este sistema podrá realizar la medición de 100 muestras que se intercambiaran en forma programada y automática, reduciendo el tiempo de manipulación por parte del usuario y obteniendo mediciones con un menor grado de error.

Para el flujo de neutrones térmico y epitérmico se obtuvieron las distribuciones espaciales (sección axial y radial) de un elemento combustible normal tipo MTR del reactor RP-0 y una caja de irradiación del reactor RP-10. La distribución depende de la ubicación de los monitores de flujo en el núcleo del reactor.