Se presenta los valores de quemado para los elementos combustibles NN001, NN002, NN003 y NN004 del reactor RP-10, determinado mediante el método de espectrometría gamma utilizando como monitor de quemado el Cs-137. Se describe el equipo y procedimiento experimental para la calibración y el barrido de los elementos combustibles. Los resultados muestran valores de quemado inferiores a los valores encontrados mediante el método de cálculo neutrónico, manteniendo una correlación entre los valores máximo y mínimo.

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...

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.

El presente informe Pre Profesional contiene las diversas actividades realizadas en la elaboración, presentación y ejecución del Proyecto: "Mejoramiento de Ganado de Doble Propósito en el Distrito de Balsapuerto" para la puesta en marcha de este proyecto se tomó como referencia el Plan de Desarrollo concertado del Distrito de Balsapuerto del 2001, con participación del Programa de Asistencia a la Seguridad Alimentaria (PASA) de la Unión Europea El comité de Administración del Fondo Italo Peruano constituido bajo el convenio de canje de deuda para el desarrollo suscrito entre el Gobierno del Perú y el Gobierno de Italia aprobada por el Decreto Supremo N 0 198-2001- EF de fecha 22 de septiembre del 2001. convoca presentar proyectos que requieran financiamiento: con características peculiares teniendo en cuenta que los sectores de Intervención de los proyectos deben referirse a ...

La investigación parte del Problema: ¿Qué tipo de responsabilidad civil debe aplicarse para los eventos dañosos que provienen de la actividad médica en las IPRESS en el Estado peruano?; siendo el Objetivo: Analizar el tipo de responsabilidad civil que debe aplicarse para los eventos dañosos que provienen de la actividad médica en las IPRESS en el Estado peruano. La Investigación se ubica dentro del Tipo Explicativo; en el Nivel comprensivo; Se utilizará para contrastar la Hipótesis, los Métodos: hermenéutico, exegético y sistemático: Con un Diseño no experimental y transaccional. Para la Recolección de Información se utilizará las fichas textuales y de resumen respecto a documentos referidos a leyes, doctrina y jurisprudencia sobre Eventos dañosos en la actividad médica y Responsabilidad Civil; llegándose a la conclusión de que es imprescindible desarrollar un catá...

En este reporte se presenta la evaluación de los sucesos ocurridos durante el año 2011, en el reactor nuclear RP-10 del Centro Nuclear de Huarangal, desde el punto de vista de la seguridad. Para clasificar estos eventos producidos se emplea 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 podemos afirmar que en el año 2011 todos los eventos referidos a la seguridad se clasifican como “debajo de la escala” o “sin significado para la seguridad”.

En una instalación nuclear es necesario tener sistemas redundantes y diversos de medición, presentamos un sistema adicional para monitorear la potencia del reactor nuclear RP-10, mediante la medición de la actividad radiactiva gamma del 16N contenido en el refrigerante. Se describe la instalación de un prototipo, después de elegir y optimizar la ubicación de un detector de radiación (cámara de ionización) que fue sometido a diversas pruebas a fin de recolectar, acondicionar y trasmitir una corriente proporcional a la potencia hasta el punto de medición; luego, los valores leídos fueron contrastados con los reportados por el sistema que mide la potencia térmica teniendo como referencia las corrientes que nos proporciona las cadenas de marcha. Finalmente se instaló en la consola de comando de sala de control a la espera de su instalación definitiva con equipos adquiridos para...

Presentamos el diseño de un sistema para el escaneado de alambres de cobre irradiados en el núcleo del reactor RP-10, mediante una cadena de instrumentación nuclear se mide la tasa de irradiación en varios puntos del alambre, permitiendo obtener el perfil de dicho parámetro. El sistema es controlado por un programa elaborado en LabVIEW que permite establecer las condiciones de escaneo, almacenar las mediciones de tasas de irradiación en cada punto del alambre así como graficar el perfil medido. Este sistema permite la interacción con alambres de cobre de alta tasa de irradiación al minimizar el tiempo de exposición del investigador, muy buena precisión a mediciones igualmente espaciadas con un error menor a 0.01 mm y el almacenamiento de los datos para posterior análisis.

En este reporte se presentan la evaluación y resultados de los controles radiológicos del personal ocupacionalmente expuesto, realizados desde el año 1990 al 2010 en el reactor nuclear RP-10 del Centro Nuclear de Huarangal. De los resultados obtenidos en el monitoreo y controles radiológicos, se concluye que en ningún caso se ha superado los limites permitidos por la Autoridad Reguladora Peruana. La dosis efectiva promedio anual de los trabajadores ocupacionalmente expuestos fue aproximadamente de 2 mSv. En el análisis de agua del circuito primario de refrigeración no se encontró trazas de productos de fisión, lo que indica la integridad de los elementos combustibles.

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 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 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.

Este informe científico y tecnológico anual ofrece un panorama general de las actividades de investigación y desarrollo ejecutadas por el Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN), durante el período comprendido entre el 1 de enero al 31 diciembre de 2008. Esta edición contiene 60 artículos divididos en 7 áreas temáticas, tales como: física y química, ciencia de los materiales, ingeniería nuclear, aplicaciones en minería, industria y medioambiente, aplicaciones médicas y biológicas, protección radiológica y seguridad nuclear, y los aspectos de gestión. Incluye anexos.

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.

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 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.