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En este trabajo se miden los parámetros de relación de ujo neutrónico térmico a epitérmico (f) y ujo neutrónico térmico (Φ th) (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 certi cada y con comportamiento 1/v para la variación de la sección e caz 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 ujo neutrónico térmico promedio determinado para las 8 posiciones del contenedor fue de 1,5×10 11 n cm-2 s-1 (CV = 4 %).

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La técnica de Conteo de Neutrones Retardados (CNR) es un método analítico rápido, sensible, emplea cantidades pequeñas de muestra, es no destructiva e independiente de los efectos de matriz usado para la determinación de elementos físiles como el uranio y el torio. En este trabajo se describen los avances del proceso de validación de la técnica de CNR para el análisis de uranio y torio en muestras de origen geológico. Se encuentra que los criterios establecidos por el laboratorio para calificar la técnica cumplen con las metas analíticas planteadas, garantizando de manera trazable y confiable, la determinación de la fracción másica del uranio. Por su parte para el torio, es necesario el desarrollo de otros estudios y análisis para garantizar la confiabilidad en la determinación de la fracción másica con esta metodología. Los resultados obtenidos permiten concluir que el proceso de validación de la técnica conduce a la determinación confiable de uranio y torio, contribuyendo al incremento de las capacidades analíticas de los recursos geológicos en el país.

El presente trabajo describe el procedimiento llevado a cabo para la determinación preliminar de parámetros característicos del flujo de neutrones del reactor nuclear de investigación IAN- R1 (RNI IAN-R1) por medio el método del triple monitor no cubierto en la posición de irradiación de periferia del núcleo. Mediante este método se estimó el valor de flujo térmico (ϕth), el factor de simetría de flujo de neutrones epitérmicos (α) y la razón entre flujo de neutrones térmicos con respecto al flujo de neutrones epitérmicos (ƒ). Dichos parámetros fueron obtenidos mediante la irradiación de monitores de zirconio (Zr) y de una aleación de oro con aluminio (Au-Al 0,1 % Au), que fueron irradiados en las posiciones de irradiación G3 y G4 del RNI IAN-R1. Como resultado se encontraron los siguientes valores en los parámetros estimados a una potencia de operación de 30 kW, ϕth= 2,1 × 1011 cm-2 • s-1 (coeficiente de variación CV 4%), α = 0,02 (CV 83 %), y ƒ = 67 (CV 8 %). La alta variación de α se explica porque el método usa únicamente tres reacciones de captura para describir el comportamiento de los neutrones en la región epitérmica del espectro. Esta variación se puede mejorar mediante la aplicación de métodos multimonitor para la caracterización de flujo neutrónico