Oscar Alberto Sierra, Guillermo Abel Parrado, Leonardo Alonso, Diana Herrera, Mary Luz Peña, Andrés Felipe Porras Ríos
En este trabajo se miden los parámetros de relación de flujo neutrónico térmico a epitérmico (f) y flujo neutrónico térmico (Φth) (asumiendo α = 0), para la posición de irradiación (G3-G4) en la periferia del núcleo del Reactor Nuclear de Investigación IAN-R1 del Servicio Geológico Colombiano. Esta medición se realizó a partir de las actividades inducidas por reacciones de captura neutrónica (n, γ), en 4 réplicas de dos suelos de referencia, las cuales fueron irradiadas en conjunto con monitores de Al-Au. Para los suelos de referencia, se consideraron cuatro reacciones de captura para isótopos de elementos de fracción de masa certificada y con comportamiento 1/ν para la variación de la sección ecaz en el rango de energía correspondiente a neutrones térmicos. Se encontró un valor promedio de 33 para el parámetro f, en las 8 posiciones del contenedor en donde se ubicaron los suelos de referencia (CV = 9%), valor que es comparable con mediciones realizadas en canales de irradiación en la periferia de reactores tipo TRIGA. El flujo neutrónico térmico promedio determinado para las 8 posiciones del contenedor fue de 1,5×1011 n cm-2 s-1 (CV = 4 %).
In this paper, the parameters thermal to epithermal neutron flux ratio (f) and thermal neutron flux (Φth) are estimated (assuming α = 0) for the periphery irradiation positions (G3-G4) available at Nuclear Research Reactor IAN-R1 that belongs to the Colombian Geological Survey. This estimation was performed by measuring the induced activity, from neutron capture reactions (n, γ) in two reference soils, which were irradiated (n = 4) together with Al-Au monitors. Four referencecapture reactions were considered in soils, which involve isotopes of elements with certified mass fraction and 1/v behavior for cross section variation in the range of thermal neutron energy. An average value of 33 (CV = 9%) for f was found, considering 8 positions in the irradiation container; this value is comparable with measurements reported for periphery irradiation channels of TRIGA type reactors. the average thermal neutron flux determined for the 8 position of thecontainer resulted in 1,5×1011 n cm-2 s-1 (CV = 4 %).
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