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Espectros de neutrones producidos por fuente de 239 Pu-Be en reactor nuclear. (Neutron Spectra Produced by a Source of 239Pu-Be in Nuclear Reactor.)

2014; Pedagogical and Technological University of Colombia; Volume: 4; Issue: 2 Linguagem: Espanhol

10.19053/01217488.2628

2462-7658

Laura Ximena González Puina, Segundo Agustín Martínez Ovalle, Héctor René Vega-Carrillo,

Nuclear reactor physics and engineering

Resumen En este trabajo se calculan los espectros de fluencia y la dosis absorbida debida a neutrones, en diferentes puntos y celdas localizados en el interior de la piscina de agua natural en el reactor nuclear y que son producidos por una fuente de 239Pu-Be. La fuente es ubicada dentro de la piscina y los calculos son hechos en puntos simetricos al plano XY y en direccion al eje Z. Para el conteo sobre el eje Z, fueron ubicados tallies detectores de 2 cm de diametro, sobre los que se hicieron las determinaciones. La fluencia de neutrones termicos y la dosis absorbida debida a neutrones, fueron contadas sobre celdas distribuidas uniformemente en forma de anillo desde el centro hasta el exterior. Las cuentas hechas aqui corresponden al estado que provoca la fuente de 239Pu-Be al inicio de la operacion del reactor. El codigo usado en los calculos fue MCNPX 2.5. Abstract In this paper are calculated fluence spectra and absorbed dose due to neutrons at different points and cells located inside the natural water pool in the nuclear reactor and that are produced by a 239Pu-Be source. The source is located inside of the pool and the calculations are made at symmetrical points in the XY plane and the Z axis direction. For the calculation over Z axis, we placed tallies detectors of 2 cm diameter, on which determinations were made. Thermal neutron fluence and absorbed dose due to neutrons were calculated on cells evenly distributed in rings from the center to the outside. Calculations made here correspond to the state which causes 239Pu-Be source at the beginning of reactor operation. The code used in the calculations was MCNPX 2.5.