Estudio sobre la factibilidad técnica de realizar fechado por trazas de fisión en las posiciones de irradiación del reactor RA-6.

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El metodo de fechado por trazas de fisión consiste en conocer en simultaneo la cantidad de fisiones espontáneas ocurridas en una muestra geológica desde su formación, como la concentración de Uranio en la misma. Los productos de fisión producen un daño en la muestra, que luego de un pulido y un a...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Rueda, Santos, G.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2014
Materias:
Reactores de fisión nuclear
Fission tracks
Trazas de fisión
RA-6 reactor
Reactor RA-6
Uranium 235
Uranio 235
Thorium 232
Torio 232
Uranium 238
Uranio 238
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/471/1/1Rueda.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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description El metodo de fechado por trazas de fisión consiste en conocer en simultaneo la cantidad de fisiones espontáneas ocurridas en una muestra geológica desde su formación, como la concentración de Uranio en la misma. Los productos de fisión producen un daño en la muestra, que luego de un pulido y un ataque químico puede ser visto en un microscopio. Permitiendo a través de estos daños obtener un parámetro que indica cuantas fisiones espontaneas ocurrieron desde su formación. Para saber la concentración de Uranio se irradia la misma en una posición del reactor con neutrones térmicos, de esta manera es inmediato relacionar la concentración de Uranio con una densidad de siones inducidas, esto se debe a que en un reactor térmico solo fisiona el 235"U. Midiendo este isótopo y sabiendo que por cada átomo de 235"U hay 137,8 átomos de 238"U, se obtiene la concentración de Uranio en la muestra. El reactor RA-6 es de tipo MTR y cuenta con un flujo mixto, es decir el flujo de neutrones no es completamente térmico, por lo tanto es importante analizar que tanto influyen las siones rápidas, esto se logra caracterizando el flujo neutrónico. En este trabajo se midió el flujo neutrónico con la técnica de activación neutrónica, en dos posiciones del reactor: una central (F4) y otra periférica (J7). Por ello se irradiaron en total 19 monitores, con los cuales se pudo obtener el flujo térmico, epitérmico y rápido en dichas posiciones. En la posición F4 se obtuvo un alto nivel de fllujo térmico (Φ_t = 1,60 10"13 [n/cm"2s]), dado que esta posición es cercana a los elementos combustibles se obtuvo una relación térmico-rápido de 3. La baja relación anterior indica que si se deposita en la posición central una muestra geológica, con impurezas de Torio, se producirán muchas fisiones rápidas en este elemento. En la posición J7 se obtuvo un flujo térmico menor que en F4 (Φ_t = 1,26 10"12 [n/cm"2s]), esto es por que esta posición esta detrás del grafito, el cual modera gran parte de la componente rápida del flujo. La relación térmico-rápido en esta posición es de 26. En la posición J7 las correcciones que se deben realizar, debido fisiones rápidas, son menores que en F4. En la posición periférica también se analizó las correcciones debidas: -Fisiones rápidas en el 238"U, las cuales fueron insignicantes. -Fisiones no térmicas del 235"U, estas también pueden despreciarse. -Fisiones rápidas del 232"Th, estas no pueden despreciarse para una relacion atómica Torio-Uranio mayor 75. Se analizó un caso particular, donde se obtuvo que para relaciones atómicas menores a 75, no producen correcciones apreciables dentro de un 5% de error en la edad obtenida. En este trabajo se ajustó distintos espectros de fisión para el flujo rápido, encontr ándose que el espectro óptimo para J7 es el de WOOD. Con las valores de flujo obtenidos y el espectro ajustado, se generó un programa que calcula el factor de corrección que debe realizarse a la ecuación de la edad, los datos de entrada del programa son: la relación atómica Torio-Uranio, el ritmo de un monitor de 58"Ni y el flujo térmico. Finalmente se concluyó que es factible aplicar el método de trazas de fisión en la posición J7 del reactor RA-6.
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Para saber la concentración de Uranio se irradia la misma en una posición del reactor con neutrones térmicos, de esta manera es inmediato relacionar la concentración de Uranio con una densidad de siones inducidas, esto se debe a que en un reactor térmico solo fisiona el 235"U. Midiendo este isótopo y sabiendo que por cada átomo de 235"U hay 137,8 átomos de 238"U, se obtiene la concentración de Uranio en la muestra. El reactor RA-6 es de tipo MTR y cuenta con un flujo mixto, es decir el flujo de neutrones no es completamente térmico, por lo tanto es importante analizar que tanto influyen las siones rápidas, esto se logra caracterizando el flujo neutrónico. En este trabajo se midió el flujo neutrónico con la técnica de activación neutrónica, en dos posiciones del reactor: una central (F4) y otra periférica (J7). Por ello se irradiaron en total 19 monitores, con los cuales se pudo obtener el flujo térmico, epitérmico y rápido en dichas posiciones. En la posición F4 se obtuvo un alto nivel de fllujo térmico (Φ_t = 1,60 10"13 [n/cm"2s]), dado que esta posición es cercana a los elementos combustibles se obtuvo una relación térmico-rápido de 3. La baja relación anterior indica que si se deposita en la posición central una muestra geológica, con impurezas de Torio, se producirán muchas fisiones rápidas en este elemento. En la posición J7 se obtuvo un flujo térmico menor que en F4 (Φ_t = 1,26 10"12 [n/cm"2s]), esto es por que esta posición esta detrás del grafito, el cual modera gran parte de la componente rápida del flujo. La relación térmico-rápido en esta posición es de 26. En la posición J7 las correcciones que se deben realizar, debido fisiones rápidas, son menores que en F4. En la posición periférica también se analizó las correcciones debidas: -Fisiones rápidas en el 238"U, las cuales fueron insignicantes. -Fisiones no térmicas del 235"U, estas también pueden despreciarse. -Fisiones rápidas del 232"Th, estas no pueden despreciarse para una relacion atómica Torio-Uranio mayor 75. Se analizó un caso particular, donde se obtuvo que para relaciones atómicas menores a 75, no producen correcciones apreciables dentro de un 5% de error en la edad obtenida. En este trabajo se ajustó distintos espectros de fisión para el flujo rápido, encontr ándose que el espectro óptimo para J7 es el de WOOD. Con las valores de flujo obtenidos y el espectro ajustado, se generó un programa que calcula el factor de corrección que debe realizarse a la ecuación de la edad, los datos de entrada del programa son: la relación atómica Torio-Uranio, el ritmo de un monitor de 58"Ni y el flujo térmico. Finalmente se concluyó que es factible aplicar el método de trazas de fisión en la posición J7 del reactor RA-6. Fissions occurring in a geological sample since they have been formed, as well as its Uranium concentration on simultaneus. The fission products produce a damage in the sample, which after a polishment and chemical etching can be seen with a microscope. With this damage, it is possible to obtaine a parameter which suggests how many spontaneus fissions occurred, since they have been formed. To find the Uranium concetration, the sample is irradiated in a nuclear reactor with thermal-neutrons, and in this way the uranium concentration is immediately related to the density of induced fissions due to the fact that in a thermal flux only 235"U fissions occur. there fore measuring this isotope and knowing that for each 235"U atom there are 137.8 238"U atoms, the Uranium concentration in the sample is obtained. The RA-6 is an MTR reactor which has a mixed flux, that is the neutron flux is not completely thermal, therefore it is important to examine the influence of fast fissions. In this sense it is necessary to characterize the neutronic flux. In this work, the neutronic flux was measured by the neutron activation analysis method in two reactor positions: a central position (F4) and perifheral position (J7). For this, 19 flux monitors were irradiated, and in this way the thermal flux, epithermal flux and fast flux were obtained, in both positions. In the F4 position a high thermal flux level was obtained (Φ_t = 1,60 10"13 [n/cm"2s]) due to the proximity to the fuel element, a thermal-fast ratio of 3 was obtained. The low ratio indicates that if a geological sample with Torium impurities is placed in central position, many fast fissions will occur. In the J7 position a thermal flux lower than in the F4 was obtained (Φ_t = 1,26 10"12 [n/cm"2s]), it was because the J7 is beyond the graphite reflector, which produces a moderation of the fast flux. In this position the thermal to fast ratio is 26. In the J7 position, a correction that must be done, due to the fast fissions. However the corrections are lower than in the F4 position. In the peripheral position, also other corrections were investigate: -The fast fissions induced on 238"U, which were negligible. -The fast fissions induced on 235"U, also were negligible. -The fast fissions in 232"Th, which cannnot be neglected for a Torium to Uranium atomic ratio higher than 75. A particular case was analyzed: for an atomic ratio of less than 75, corrections are not signicant since they introduce an uncertainty of less of 5% in the age. In this work it was found that the best neutron spectrum modeling for the J7 position is WOOD. Finally it was concluded that it is feasible to apply the Fission-Track dating in the J7 position of RA-6 reactor, the reasonable uncertainty. A program was generated to calculate the correction factor that must be applied to age equation, to account for the fast fissions whose inputs are the Thorium to Uranium atomic ratio in the sample, the reaction rate of 58"Ni and the thermal flux. 2014-06-25 Tesis NonPeerReviewed application/pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/471/1/1Rueda.pdf es Rueda, Santos, G. (2014) Estudio sobre la factibilidad técnica de realizar fechado por trazas de fisión en las posiciones de irradiación del reactor RA-6. / Study about the technical feasibility of fission-track dating method in the irradiation positions of the RA-6 Reactor. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro. http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/471/

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