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.

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.