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 cálculos son hechos en puntos simétricos al plano XY y en dirección al eje Z. Para el conteo sobre el eje Z, fueron ubicados tallies detectores de 2 cm de diámetro, sobre los que se hicieron las determinaciones. La fluencia de neutrones térmicos 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 aquí corresponden al estado que provoca la fuente de ²³⁹Pu-Be al inicio de la operación del reactor. El código usado en los cálculos fue MCNPX 2.5.

1. INTRODUCCIÓN

Los neutrones, al no tener carga eléctrica, inter-actúan con la materia, principalmente los núcleos,mediante colisiones elásticas, inelásticas, reaccionesde absorción o incluso pueden fisionar el núcleo. Du-rante estos mecanismos de interacción, los neutronesceden total o parcialmente su energía y se producenpartículas secundarias [1]. El espectro de energía delos neutrones suele ser dividido, según su energía,en: térmicos, intermedios, rápidos y relativistas. Seconsideran neutrones térmicos cuando sus energíasson inferiores a 0.5 eV, para los que la energía ab-sorción más probable es 0.025 eV. Los neutronesintermedios o epitérmicos tienen energías entre 0.5eV y 1 MeV. La energía de un neutrón rápido seencuentra entre 1 MeV y 10 MeV. Por último, losneutrones relativistas tienen energías superiores a 20MeV. Los neutrones se producen en los reactoresnucleares por aceleradores de partículas y por fuen-tes de neutrones isotópicas que los emiten con unaintensidad específica y una distribución de energíacaracterística del tipo de fuente [2, 3, 4, 5, 6]. Parapoder modificar el espectro de neutrones en fuentesprimarias se emplean medios moderadores, los cua-les son compuestos y elementos de núcleos ligeroscomo el hidrógeno, deuterio, carbono y berilio [7].

El método de simulación Monte Carlo es muy útilen el estudio de sistemas con elevado número degrados de libertad, tales como: líquidos, materialesdesordenados, estructuras celulares o, como en estecaso, las interacciones de las radiaciones. Hoy día seusan diversos códigos para el estudio de estos siste-mas mediante el método Monte Carlo [8, 9, 10]. Unode los códigos más utilizados para este propósitoes MCNP (Monte Carlo Neutron Photon), diseñadodesde un comienzo para el estudio de la interacciónde neutrones con la materia.

• Materias:Plutonio (Pu) Absorción Reactores nucleares
• Subjects:Plutonium (Pu) Absorption Nuclear reactors
• Palabras claves:Dosis absorbida; Fluencia de neutrones; Kerma
• Keywords:Absorbed dose; Neutron fluence; Kerma