Se presenta la descripción de la metodología desarrollada por el cálculo neutrónico del reactor de Investigación de Diez Megavatios de potencia del Centro Nuclear de Huarangal “Racso”, y las distribuciones del flujo neutrónico calculadas para tres rangos de energía del núcleo denominado “Núcleo de arranque del RP-10”. Las distribuciones de flujo obtenidas, se refieren a la columna “F” y a la fila “4” de la configuración arriba mencionada, para una potencia de 7 MW. El valor máximo de flujo neutrónico térmico se encuentra en la intersección de la columna “F” y la fila “4” (posición “F4”) y es 1,43 x 10 14 cm-1.s-1.

Se presenta la simulación de la evolución de los productos de fisión I-135 y Xe-135 para algunos transitorios de potencia en el reactor nuclear de 10 MW de potencia, RP-10, del Centro Nuclear de Investigaciones del Perú. Los cálculos se hicieron a un grupo de energía y sin tener en cuenta las variaciones espaciales del flujo neutrónico y concentración de los Isótopos considerados. La simulación se realizó utilizando el programa TUTSIM. Los resultados que se obtienen son que la concentración del Xe-135 en el núcleo alcanza su estado de equilibrio a las 45 horas de haber levantado el reactor a la potencia de operación; y después de 9 horas de bajar bruscamente la potencia del reactor en equilibrio de 7 a 0 MW, se alcanza la máxima concentración de dicho isótopo en el núcleo.

Numerical methods are present to solve space-independent transport equations for 6 delayed neutron groups and the isotopic evolution of poisons produced in a reactor, as well as their implementation in the development of a real time nuclear reactor simulator. An asymptotic performance is assumed for the spatial component of the neutron flux. The inhour equation, the control and safety rod effect, the reactivity transients and an interface to help the user become familiar with the setting, were considered to develop the simulator. An access routine to the PC timer has been developed to make the simulator work in real time.

En el presente trabajo se describe el método no destructivo de espectrometría gamma y la facilidad experimental prototipo implementado para determinar el quemado de un elemento combustible. El resultado obtenido muestra el éxito del método aplicado y nos asegura el diseño, fabricación y montaje del sistema definitivo a ser implementado en el reactor RP-10, con fines de validación de los métodos de cálculo de quemado.