En este trabajo se presenta una ampliación del formalismo diferencial de la teoría de perturbación a un modelo homogéneo de simulación del comportamiento estacionario de generadores de vapor de centrales nucleares PWR. El programa PERGEVAP, desarrollado a partir del modelo del código GEVAP de Souza, permite realizar cálculos de la sensibilidad de funciones lineales (como la temperatura media del primario) y no-lineales (como el flujo de calor medio) a variaciones en los parámetros termohidráulicos, tales como flujo másico, entalpía y calor específico. Los resultados obtenidos con este formalismo son comparados con los obtenidos del cálculo directo con el propio código GEVAP, pudiéndose apreciar una excelente concordancia. La metodología se presenta promisoria para tratar cálculos repetitivos asociados al proyecto y al análisis de seguridad de estos equipos.

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 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.

In this work we evaluate the effect of two different extraction sequences of control and emergency rods on neutron flux distribution in core at Peruvian Research Reactor RP-10. The method applied was to irradiate small gold foils in the irradiation facilities of the core to carry out the nuclear reaction 197-Au(n,γ)198-Au; then using a gamma spectrometry system and the Westcott formalism we obtained the neutron flux. The results confirm the favourable effect of the configuration of emergency and control rods, increasing the neutron flux both thermal and epithermal neutron flux; near to 25 % in the central irradiation facilities and near to 50 % for the other irradiation facilities. The results entail to know better the neutron flux distribution for certain control and emergency rod configuration; so we can optimize the neutron flux and irradiation time for a certain power of operation a...

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.