Estimación de reactividad para distintos materiales a lo largo de una facilidad de irradiación del reactor RA-1

Abstract

Frecuentemente en un reactor nuclear de investigación de baja potencia, tal como lo es el RA-1, es necesario introducir muestras de materiales de distinto tipo. Dichas muestras generan un cambio en reactividad en el núcleo debido a la variación que producen en las propiedades neutrónicas del sistema. Es sabido que la misma muestra tendrá un valor distinto dependiendo de la posición en donde sea introducida. En el presente trabajo se realiza un análisis sistemático del valor de reactividad producido por una muestra de cadmio y otra de grafito al ser introducidas en distintas posiciones de una facilidad de irradiación del reactor. Las mediciones fueron realizadas con un reactímetro digital asociado a una cámara de ionización compensada. Una de las muestras consistió en un material absorbente de neutrones térmicos (cadmio) y la otra un elemento con alta sección eficaz de dispersión (grafito). Los perfiles de reactividad a lo largo del canal de irradiación fueron los predichos por un moedelo sencillo realizado a un grupo de energías. Para el material absorbente, el máximo valor negativo de reactividad se obtuvo en el plano central del núcleo. El material dispersor, en cambio, introdujo una reactividad positiva con un máximo a una distancia de 15 cm del plano medio del núcleo.