En el artículo presentamos la determinación de la curva de voltaje de las cadenas de arranque de los reactores nucleares RP-0 y RP-10, como una propuesta para obtener los voltajes de trabajo. El método consistió en variar el voltaje y registrar el contaje correspondiente. Luego, según la característica del detector se determinó la zona de mejor respuesta, así encontramos que para el reactor RP-0 su respuesta está en la región proporcional, mientras que para el reactor RP-10 su respuesta corresponde a la región de cámaras de ionización. Los valores obtenidos fueron: BF3-A3 (RP-0) 1150 voltios y para el RP-10, CF-A1 = 400 voltios, CF-A2 = 400 voltios, CF-A3 = 400 voltios.

Debido a la necesidad de contar con mediciones confiables de temperatura, presión y caudal para la calibración de potencia térmica del reactor RP-10 se desarrolló el software SAT. Haciendo uso de una tarjeta PCI-MIO-16XE-10 de National Instruments las señales son tomadas en tiempos predefinidos por el usuario y un informe de operación es generado automáticamente al final de la adquisición. El objeto del presente trabajo es mostrar las principales características del software desarrollado para este fin.

En el presente trabajo se resume los logros alcanzados en el diseño e implementación de un sistema de supervisión y control automático de los efluentes radiactivos que salen por la chimenea del reactor RP-10, utilizando como hardware una plataforma Arduino Uno, que contiene un micro controlador programable ATMEGA 328, al que se ha adicionado una pantalla LCD para visualizar los valores, un teclado y una memoria de datos EEPROM donde se fija el valor límite del nivel de radiación. El nivel de radiación del aire del hall del reactor, al pasar por la chimenea, es censado por un monitor de radiación denominado MAB1000 y los datos son suministrados al nuevo sistema. Cuando el nivel de radiación está por encima de las normas nacionales e internacionales, el nuevo diseño hace actuar un relé para que el sistema de ventilación sea conmutado automáticamente para funcionar en la condi...

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.

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.