Determinación de caudal en el sistema de 16N del reactor RA-3 mediante análisis de correlación cruzada

Abstract

En el trabajo que se presenta a continuación se describe la implementación de un método utilizado para la medición del tiempo de tránsito del fluido refrigerante que circula por el sistema de 16N del reactor RA-3. Este nucleído se produce como consecuencia de la reacción 16O(n, p)16N que se da entre el oxígeno del agua y neutrones rápidos cuando el fluido refrigerante atraviesa el núcleo. Debido al corto tiempo de vida media del nucleído y a que se generan grandes niveles de actividad en el núcleo, este proceso puede ser medido por cámaras de ionización. En este trabajo, con tal fin se emplearon las cámaras de ionización gamma pertenecientes al sistema de medición del reactor. Las señales obtenidas fueron analizadas en el dominio de las frecuencias y en el dominio temporal. El tiempo de tránsito entre ambas se calculó por medio de la fase de la densidad espectral cruzada de potencia y mediante el método de correlación cruzada generalizada. Las estimaciones se realizaron para distintos caudales del circuito primario -modos de operación del reactor- y se compararon con las obtenidas por un caudalímetro de referencia. Los resultados obtenidos fueron coincidentes, dentro de su error, con las mediciones de referencia.