Theoretical safety calculations were done with proved codes utilized by the staff of the RERTR program in the HEU to LEU core conversions. The studies were designed to evaluate the reactivity coefficients and kinetics parameters of the reactor involved in the evolution of peak power transients by reactivity insertion accidents. It was done to show the trend of these reactivity coefficients as a function of the core size and fuel depletion for RP10 cores. It was useful to get a better understanding of the progression of the reactivity insertion transients monitoring the critical thermal hydraulic parameters to avoid core damage. To confirm the accuracy of these studies the results were compared with experimental data of the SPERT I reactors. The microscopic cross section calculations were condensed to 15 broad groups using the WIMSD4M[1] code for all the isotopes from eight different regi...

El presente informe estudia las consecuencias del accidente por inserción de reactividad al introducirse $1.5 en 300 ms. Al momento del accidente se tiene crítico el reactor a baja potencia de 5 Watts y refrigerado por convección natural.

Se presentan los resultados de la evaluación de inspecciones a instalaciones que utilizan radiaciones ionizantes emplazadas en la ciudad de Chiclayo (Perú), realizadas entre el 2007 y el 2010 por la autoridad regulatoria peruana (Oficina Técnica de la Autoridad Nacional – IPEN/OTAN). Para el estudio se estableció el criterio de muestreo por el tipo de riesgo de la práctica, se inspecciona con prioridad las instalaciones de categoría A y B, y progresivamente las de menor riesgo (Categoría C), de acuerdo con los criterios y prácticas señalados en los reglamentos de seguridad radiológica D.S. N° 009-97 y la Ley N° 28028 “Regulación del uso de fuentes de radiación ionizante”. Se inspeccionaron 37 instalaciones; dentro de las cuales, los de mayor riesgo corresponden al acelerador lineal de 6 MeV (A1), el almacén de fuentes radioactivas (B5) y la práctica de radioterapia ...

Se presenta los resultados de exceso de reactividad del núcleo del reactor RP-10 en su configuración 14. Este exceso de reactividad ha sido calculado con MCNP4B con un modelo que describe en detalle las características de los elementos combustibles normales y de control, así como de cada elemento que constituye la configuración de trabajo #14. Este modelo fue previamente utilizado en el reactor RP-0 y ha sido aplicado en la configuración de arranque para el cálculo del exceso de reactividad y criticidad con diferentes posiciones de barras. En todos los casos hay una muy buena aproximación de los resultados de MCNP con los valores experimentales.

Se evalúa un sistema de gammagrafía industrial fijo a cielo abierto, licenciado y en servicio de acuerdo con los nuevos requerimientos normativos y la disponibilidad de nuevas herramientas de cálculo. La radiación dispersa, principalmente la llamada efecto cielo que tiene consecuencias interesantes se ha evaluado con el programa MCNP5/VISED, previamente instalado en una PC con Linux-Fedora 8-64. Se transporta fotones de energías de 1.17 y 1.32 MeV correspondientes al Cobalto-60, utilizando el tally f5z para el cálculo de la exposición para distancias desde 10 a 700 m. Se modela dos tipos de bunker, uno cilíndrico para propósitos de validación teórico-experimental del modelo y otro cuadricular, derivado del cilíndrico con laberinto en su acceso, similar al real en evaluación.

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 ha evaluado la respuesta en operación del núcleo del RP-10 utilizando el código PARET, en situaciones accidentales por inserciones de reactividad positiva. Se aplica este accidente en 3 modos de operación diferentes, definida la primera cuando el reactor este operando a una potencia de 10 MW y tres bombas de refrigeración del circuito primario, la segunda a 6.66 MW y dos bombas, y la tercera a 3.33 MW y una sola bomba. Se ha aplicado también esta misma inserción para el caso de tener operando el reactor a una potencia de 50 Watts, resultando ser critico por originarse una evolución más abrupta de potencia y temperatura. Se ha analizado el reactor RP-10 considerando caída de barras solo por el nivel de potencia a un valor de 12 MW. En cada nodo axial y en cada paso del tiempo del transitorio se evalúan los parámetros cinéticos y termohidráulicos del canal caliente. De los...

Se determinó experimentalmente la distribución del flujo, dosis equivalente y absorbida de neutrones térmico y epitérmico de la cavidad interna en la facilidad de irradiación columna térmica, para la configuración del núcleo 24 del reactor RP-10.

Este estudio examina el sistema de corte del reactor nuclear de investigación de 10 MW del IPEN con el fin de minimizar el costo total con respecto al tiempo entre pruebas. El costo total está compuesto por costo de las pruebas del sistema de corte y del costo de las fallas inseguras. El costo de las fallas inseguras es evaluado como el costo esperado de las consecuencias de una falla en espera del sistema de corte y de la ocurrencia de un evento iniciante representativo, el cual consiste en una inserción no controlada de reactividad positiva durante el arranque.

El accidente de pérdida de refrigerante que se postula es la rotura del tubo tangencial pasante (a los muros del reactor) en alguna parte dentro de la pileta del reactor, escapándose el agua del interior de la pileta del reactor al exterior a través de los extremos del tubo tangencial con conexión al exterior. Del análisis realizado se concluye que el sistema de control del ECCS debe actuar antes de los 7 minutos.

El accidente de pérdida de refrigerante que se postula es la rotura del tubo tangencial pasante (a los muros del reactor) en alguna parte dentro de la pileta del reactor, escapándose el agua del interior de la pileta del reactor al exterior a través de los extremos del tubo tangencial, con conexión al exterior. Del análisis termohidráulico realizado se concluye que en caso de no contar con un Sistema de Refrigeración de Emergencia (ECCS) los elementos combustibles nucleares se fundirían; además, que el ECCS debe actuar al menos durante 150000 segundos para asegurar que la refrigeración con aire estanco sea suficiente para refrigerar a los elementos combustibles.

En este trabajo se presentan los cálculos para el análisis hidráulico del Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo (ECCS) del reactor RP-10, este análisis es necesario para el diseño de del sistema. Como resultado de los cálculos mostrados en los gráficos, un diámetro de tubería de dos pulgadas de diámetro nominal debería seleccionarse para que el sistema alcance un caudal máximo de 5 m³/h.

Con la finalidad de conocer la distribución del flujo neutrónico a lo largo de la columna térmica del reactor RP-10, se ha medido experimentalmente los componentes de dicho flujo (térmico, epitérmico, rápido) utilizando la técnica de activación de hojuelas (oro y níquel). Los valores de flujos térmicos y epitérmicos se obtuvieron utilizando el formalismo de Westcott. Los valores de flujo neutrónico total varían de 1.46x10 8 n/cm2s hasta 1.29x10 4 n/cm2s en una longitud de 188 cm en el conducto exterior de la columna térmica.

A fin de conocer el comportamiento del campo mixto de radiación en la columna térmica del reactor nuclear RP-10 se midió experimentalmente el flujo y la dosis equivalente de neutrones y la dosis absorbida gamma con detectores de activación, BF3 y Geiger Muller.

Se obtuvieron cristales de topacio activados al ser irradiados con neutrones dentro del núcleo del reactor RP-10. La activación depende del flujo de neutrones, por ello se desarrolló portamuestras (canes de irradiación) para absorber que son los causantes de la activación

Se presenta el uso de los detectores de estado sólido CR-39 para determinar las distribuciones de flujos neutrónicos térmicos, en fuentes de neutrones mediante la reacción nuclear (n,p). Se realizaron mediciones de flujo térmico en una fuente de Am-Be con moderadores de polietileno y parafina, las huellas nucleares producidas en el CR-39 fueron observadas mediante un microscopio óptico de aumento 160X con NaOH 6.25 N, 70° C y 6 horas. Se obtuvo como resultado los perfiles de flujo y que el mejor moderador para ésta fuente es el polietileno.

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.

Se obtuvieron cristales de topacio azul y celeste, irradiando cristales de topacio incoloros, con neutrones dentro del núcleo del reactor RP-10. La coloración depende del flujo de neutrones, tiempo de irradiación y tipo de can utilizado.

It was evaluated by means of the method of calculate TB-LMTO-ASA the loading density, TWO and the structure of bands of the different components from the Topaz, with the objective to study enlaces of its crystalline structure, that to the being radiated later with neutrons in the nucleus of reactor RP-10 is the causes of the damage by the irradiation.

En este trabajo se hace un cálculo ab-initio (o de primeros principios) de la estructura electrónica del topacio usando el método LMTO-ASA (Linear Muffin-Tin Orbitals-Atomic Sphere Approximation). El diagrama de la estructura de bandas permite estudiar la coloración que adquiere el topacio al ser irradiado con neutrones del núcleo del reactor RP-10.