Se presenta los resultados de las mediciones realizadas para la determinación de la distribución del flujo neutrónico térmico y epitérmico en el Conducto de Irradiación Tangencial (salida N° 6), del reactor nuclear de investigación del Perú, RP-10, para la configuración N° 14, mediante la técnica de activación de monitores metálicos y la medición de la Razón de Cadmio, utilizando el formalismo de Westcott. Los flujos máximos térmico y epitérmico obtenidos, para la potencia de 10 kW, fueron 4.5 ± 0.2 10 8 cm-2 s-1 y 5.8 ± 0.3 10 6 cm-2 s-1 respectivamente, que se alcanzaron a la distancia de 397 cm del inicio del tubo.

Se determina la masa crítica del reactor RP-0, del Instituto Peruano de Energía Nuclear, usando el modelo de difusión y de edad de Fermi, a partir de la población neutrónica subcrítica obtenida experimentalmente. Se usa un programa en lenguaje HPL, en una computadora de mesa HP9825. La discrepancia observada entre la masa calculada y la medida es de 5 %.

Se ha determinado experimentalmente la reactividad de las barras de control del reactor RP-0 del Instituto Peruano de Energía Nuclear. Se han utilizado los métodos del periodo de “rod – drop” y de la fuente, respectivamente. Las discrepancias de los últimos métodos respecto del primero son del 5 % y 2 %, respectivamente.

El seguimiento de los niveles de potencia térmica de un reactor nuclear experimental, como el reactor RP-10, se realiza mediante los niveles de corriente que reportan las cadenas de marcha y su correlación con la potencia. Las curvas de calibración, para cada cadena, van a depender de la distribución de neutrones que observan para la configuración nuclear correspondiente. Una de las maneras de modificar esta configuración es el posicionamiento de las barras de control que puede elegirse según la conveniencia de proveer mayor flujo neutrónico en una determinada posición de irradiación. En este artículo se muestra esta variación, y consecuentemente las curvas de corriente potencia que le corresponden. Hemos elegido dos posiciones relativas de las barras de control (BC1 y BC2), la primera es la que favorece la producción de radioisótopos (PPR) (Caso 1) y la segunda favorece a ...

En este trabajo presentamos resultados experimentales donde se observa que la posición de crítico de una determinada configuración nuclear varía con la potencia del reactor (expresada por la lectura de corriente). Así, a la corriente de 0.6 x 10-11 A (1 W) la posición de crítico es BC1= 0.0 % mientras que a 0.6 x 10-9 A (100 W), BC1= 46.5 %. La diferencia es aparente, porque debajo de una corriente de 10-10 A, la reactividad no es significativa. Por ello se recomienda que en reactores como el RP-10 que tienen muchos neutrones a nivel de “fondo”, el exceso de reactividad debe ser medido en corrientes como, 0.6 x 10-9 A (100 W) no a menores. Finalmente se determinó el exceso de reactividad para la configuración N° 42, que fue 3032 pcm con una incertidumbre menor al 1 %.

Para mantener la operación segura de los reactores nucleares es necesario evaluar su operatividad para situaciones extremas, esto se realiza tanto en la etapa de diseño cuanto durante la operación comercial. Una manera de hacerlo es determinar el punto donde la generación de calor es máxima y cuánto mayor es respecto al promedio del núcleo. Ese cociente se denomina el factor de pico (K), usualmente es conocido únicamente por cálculo. Sin embargo algunas veces, hay oportunidad de medirlos, como es el caso cuando los reactores son puestos en servicio y se dispone de núcleos frescos y tiempo para las irradiaciones (50 operaciones a baja potencia y casi 3 meses de trabajo). En este artículo se presentan los resultados de las mediciones realizadas en el reactor peruano RP-10, mediante la técnica de activación de monitores metálicos (hojuelas): Factor de pico total Kt = 2.9 ± 0....

Se plantean las ecuaciones cinéticas para 1 y 6 grupos de neutrones, para el modelo de reactor nuclear puntual y se resuelven tanto analítica como numéricamente. Tanto la solución analítica vía la transformada de Laplace como la numérica son efectuadas con el software Mathematica. Los resultados se presentan en función de reactividades positivas. Los gráficos permiten apreciar los fenómenos físicos asociados con la evolución de la población neutrónica en función del parámetro reactividad.

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.

Se presentan los resultados de la medición del tiempo muerto por venenos en el reactor RP-10 luego de la parada al fin de la irradiación en el régimen normal de producción de radioisótopos, correspondiendo a 6 horas a la potencia de 10 MW (0.27 x 10-4 A), para la “parada” se redujo la potencia a 100W (0.3 x 10-9 A). El seguimiento de veneno se realizó mediante la posición de crítico. Las mediciones se iniciaron luego que la temperatura del moderador del reactor alcanzara los 20°C mediante la operación de un canal de refrigeración. Los resultados obtenidos muestran que el tiempo muerto se inició a las 7 horas con 50 minutos, después de registrada la parada, y duró 6 horas con 52 minutos. Se estimó el tiempo de máxima concentración de veneno en 11 horas con 25 minutos. El fin de la presencia de venenos para este régimen de operación comercial se dio después de 72 ho...

Fuel element burn-up has been measured for the first time by reactivity method in a MTR reactor. The measurement was performed in RP-10 reactor of Peruvian Institute for Nuclear Energy (IPEN) in Lima. It is a pool type 10MW material testing reactor using standard 20% enriched uranium plate type fuel elements. A fresh element and an element with well defined burn-up were selected as reference elements. Several elements in the core were selected for burn-up measurement. Each of them was replaced in its original position by both reference elements. Change in reactivity was measured using control rod calibration curve. The burn-up reactivity worth of fuel elements was plotted as a function of their calculated burn-up. Corrected burn-up values of the measured fuel elements were calculated using the fitting function at experimental reactivity for all elements. Good agreement between measured a...

Se presenta las mediciones de los coeficientes de activación térmica para las posiciones de irradiación destinadas a la producción de radioisótopos normalizados al sistema neumático, obteniéndose H4: 0.92 ± 0.01; E5: 0.82 ± 0.01; B4: 0.88 ± 0.01, promediados en las posiciones 4Y, 5Y, 6Y. Estos coeficientes facilitan el seguimiento y comparación de las capacidades térmicas de irradiación en dichas posiciones, frente a cambios de núcleo, evolución del consumo de combustible o solicitudes de irradiación de usuarios de la instalación. La carta de coeficientes tiene como posición vigía (o referencia) al sistema neumático, designado por su facilidad de acceso y medición. Las mediciones se realizaron en el reactor nuclear RP-10 núcleo N° 29, a baja potencia, con indicadores metálicos de oro.

Muchos parámetros de un reactor nuclear son conocidos únicamente por cálculo, sin embargo es posible que algunos sean medidos mediante adecuados experimentos. Tal es el caso de la evolución de los venenos después de una parada intempestiva del reactor. Se sabe que el tiempo muerto del reactor puede ser perjudicial en la operación comercial del mismo, cuando algún evento produce repentinamente su parada. En este trabajo presentamos una manera simple de medir el tiempo muerto, tiempo de máxima concentración de venenos, la máxima reactividad negativa insertada y el exceso de reactividad de núcleo completamente envenenado para las condiciones de parada súbita cuando el reactor se halla operando a plena potencia (10 MW:0.3 x 10 -4 A) durante 5.30 horas, se simuló la parada dejando al reactor a una potencia de 100 W: 0.3x 10 -9 A. Los resultados obtenidos fueron: tiempo de máxima...

Se ha determinado experimentalmente el valor de ahorro por reflector para el agua, en una facilidad nuclear crítica con combustible uranio enriquecido al 90%, a partir de la medición del laplaciano axial del sistema. Se empleó la técnica de activación de hojuelas. El resultado obtenido fue δz = 7.3 ± 0.7 cm. El trabajo presenta con detalle el método experimental seguido, su aplicación en la determinación analítica del grado de criticidad del sistema y en la determinación de parámetros nucleares de la misma.

Esta investigación tiene como propósito mejorar el aprendizaje significativo utilizando la técnica de la UVE heurística o la de UVE de Gowin. Se analizan la variable independiente: La UVE heurística en la asignatura de Biología y la variable dependiente: Aprendizaje significativo de los estudiantes del 4to grado de secundaria del Centro educativo Privado Bruning de Trujillo. Se utiliza un diseño de contrastación: cuasi-experimental. La muestra está conformada por dos secciones del 4to grado. Uno de ellos constituye el grupo control y el otro el grupo experimental. Se les aplica a ambos grupos un test para determinar el nivel de aprendizaje significativo al principio y al final del proceso. Se confeccionan tablas de distribución de acuerdo a los tipos de aprendizaje significativo alcanzado por los alumnos. Los cuales se analizan estadísticamente. Se utiliza la prueba de “t”...

Uno de parámetros requeridos para la licencia de operación del reactor, es el valor del Exceso de Reactividad del núcleo; siendo para ello necesario conocer los valores del peso de las barras de control. En el RP-10 se han utilizado los modelos cinéticos puntual y espacial para la calibración y el Rod-Drop de las barras, habiéndose encontrado discrepancias en la reproducibilidad de los resultados cuando se modifica la secuencia de las mismas. El presente trabajo establece dos hipótesis como causas principales de estas discrepancias; primero, el efecto de la ubicación de los detectores (dos cámaras de ionización compensada) en el núcleo; segundo, el efecto de apantallamiento entre dos barras de control. Los resultados mostraron que las discrepancias podían ser explicadas por las hipótesis planteadas y en consecuencia se pudo determinar las incertezas y el exceso de reactivida...

Esta edición del 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 2012. Esta edición contiene 30 artículos en diversas áreas temáticas. Incluye anexos.

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.

En este trabajo se describe brevemente la facilidad de neutrografía del reactor peruano de investigación RP-10. El factor de colimación LID es 149; la razón de cadmio para el oro en el área de inspección fue de 4,5 y el flujo para neutrones térmicos de 3,14 x 10 6 n/cm2s.