Se desarrollan dos modelos (uno estacionario y otro transitorio) para simular la conduccion radial en un elemento combustible y vaina del elemento. Se adopta la hipotesis de representacion de parametros concentrados. Dichos modelos son verificados y comparados con otros similares. Se incluye en el modelo estacionario un metodo para calcular la conductancia del huelgo existente entre la pastilla de UO₂ y la vaina del elemento combustible y la incerteza asociada a su valor. (autor)

 Las tecnicas electromagneticas se aplican para resolver diversos problemas en la industria. En metalurgia, la utilizacion de corrientes inducidas permite detectar defectos y caracterizar propiedades fisicas en materiales y componentes. En particular, una de las aplicaciones es la medicion de espesores de capas de recubrimientos aislantes sobre sustrato conductor. Se desarrollo en laboratorio un dispositivo para efectuar un analisis cuantitativo de estos espesores. En la calibracion del mismo se utilizo un tornillo micrometrico. Los espesores a medir estaban en un rango entre 0 y 100 μm. La implementacion de tal sistema involucro el diseno de los sensores de medicion, la construccion de los mismos, el estudio de sus caracteristicas (frecuencia de trabajo, resolucion, sensibilidad, etc.) y la puesta a punto del sistema mecanico y del circuito electronico de generacion de senal y medidas, usados para la realizacion de la tarea. (autor)

 Los generadores de vapor de las centrales nucleares poseen distintos tipos de soportes estructurales. Uno de esos tipos son los soportes antisismicos, los que deberian soportar cargas solo en el caso en que tenga lugar un evento sismico. A pesar de ello, se encuentran sometidos a un proceso de fatiga termica originado en los ciclos termicos que se producen durante las paradas y puesta en marcha de la central a lo largo de la vida util de la misma. Con el objeto de evaluar estas cargas durante la puesta en marcha de la central, se instrumentaron con extensometros dos soportes antisismicos de uno de los generadores de vapor de la central nuclear Embalse, uno en la zona superior y otro en la zona inferior del mismo. En este trabajo se presenta el tipo de instrumentacion utilizada y los resultados obtenidos durante dos operaciones de puesta en marcha. Se analiza ademas la influencia de los parametros de operacion de la puesta en marcha de la central sobre la evolucion de las deformaciones. (autor)

 Durante el diseno de un elemento combustible para un reactor nuclear se requiere de la realizacion de ensayos con el objeto de verificar el comportamiento de ese diseno y permitir, de ser necesario, la introduccion de modificaciones al mismo. Para verificar las caracteristicas de respuesta dinamica e integridad estructural, se realizan ensayos de vibraciones que incluyen someter al prototipo a condiciones de circulacion del fluido similares a las que soportara durante la operacion del reactor. Estos ensayos se realizan en facilidades de ensayos conocidas como circuitos hidrodinamicos, que permiten no solo someter el prototipo al flujo de fluido, sino tambien obtener una adecuada caracterizacion de la respuesta del mismo a traves del luso de sensores de distinto tipo. En este trabajo se describen los ensayos realizados sobre un prototipo de elemento combustible de 19 placas destinado a un reactor de investigacion multiproposito de baja potencia. Los ensayos tuvieron como objetivo conocer la respuesta dinamica de las placas individuales y del elemento combustible en su conjunto ante distintas condiciones de caudal de fluido. En el trabajo se incluye una descripcion de las facilidades de ensayo utilizadas y una presentacion de los resultados obtenidos durante la caracterizacion dinamica del prototipo y durante los ensayos con circulacion de fluido. (autor)

 Se desarrollo un modelo fisico sencillo que predice la variacion de la concentracion de tritio en el lago de Embalse Rio Tercero. Este es un modelo del tipo mezcla completa (o total) basado en los siguientes parametros de entrada: el volumen del lago, el caudal del mismo, la descarga de la central y la constante de desintegracion radiactiva. El modelo fue resuelto numericamente mediante un metodo de Runge-Kutta de segundo orden. El metodo elegido es el de Euler modificado. Se presenta la comparacion de los valores obtenidos mediante la resolucion numerica del modelo desarrollado y los valores de concentracion de tritio en aguas del embalse, medidos durante el monitoreo ambiental que realiza en forma rutinaria la Autoridad Regulatoria Nuclear. En esta comparacion se observa una buena correlacion. (autor)

 Texto completo: Se ha desarrollado un codigo de calculo por Monte Carlo de transporte de particulas cargadas especialmente disenado para el estudio de la microdisometria en Boron Neutron Capture Therapy (BNCT). Este permite utilizar la geometria tridimensional real del problema y para ello se utilizan imagenes que describen, mediante cortes seriados, las distintas regiones de interes de un sustrato biologico donde se desarrollan los posibles enventos correspondientes a las reacciones ¹⁰B(n,alfa)⁷Li y ¹⁴N(n,p)¹⁴C. Estas proveen al programa la ubicacion espacial de regiones de fuentes (concentraciones de ¹⁰B y ¹⁴N), regiones sensibles (donde se desea calcular la energia depositada, el LET y su districubiicion espacial) y regiones pasivas. Este codigo se encuentra actualmente en la etapa de validacion, para la cual se utilizan casos sencillos geometricamente y casos experimentales tales como la reproduccion de espectros microdosimetricos obtenidos con contadores proporcionales equivalentes a tejido (TEPC) dopados con ¹⁰B. Permite obtener espectros de LET con la contribucion de los distintos eventos, distribuciones de cuerdas, valores medios de LET para las distribuciones de frecuencia y dosis y visualizaciones de la distribucion espacial de la energia depositada. Una extension del codigo permite trabajar con imagenes bidimensionales de un tejido altamente poblado de celulas. Puede realizarse una equivalencia entre las mediciones microdosimetricas para un conjunto grande de cortes de celulas y las que se obtendrian para una celula representativa de la poblacion. Ademas esta preparado para el caso en que se cuente con informacion directa de la distribucion de boro 10, por ejemplo por autorradiografia sobre un detector de trazas. (autor)

 Texto completo: El presente trabajo contiene un analisis comparativo entre las disposiciones de la edicion de 1986 (enmendada en 1990), vigente en casi todos los paises incluyendo la Argentina, y la edicion de 1996, que se preve entrara en vigencia en enero del 2001, del 'Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos' del Organismo Internacional de Energia Atomica (OIEA). La edicion de 1996, publicada en idioma ingles en diciembre de 1996 y en castellano en septiembre de 1997, fue el corolario de un dificultoso consenso y armonizacion alcanzado despues de un ciclo de 10 anios de analisis entre los Estados Miembros del OIEA y los organismos internacionales (Naciones Unidas, Organizacion de Aviacion Civil Internacional, Asociacion de Transporte Aereo Internacional, Federacion Internacional de las Asociaciones de Pilotos de Lineas Aereas, Organizacion Maritima Internacional) y regionales (Comision Economica para Europa, Comision de las Comunidades Europeas). Ambas ediciones del Reglamento contienen un conjunto de requisitos de disenio, operativos y administrativos que en sustancia no difieren en cuanto a la filosofia basica de seguridad. Sin embargo, la ultima edicion introduce numerosas modificaciones de diversa magnitud que derivaran en consecuencias de indole tecnologica, economica y opoerativa. Tales mofidicaciones, de las cuales se analizan solo las mas relevantes, actualizan el estado del arte en el tema permitiendo que la norma continue manteniendo un grado razonable de control sobre los riesgos radiologicos, de criticidad y termicos que pueden correr las personas, los bienes y el medio ambiente durante el transporte de materiales radiactivos. Ademas, el trabajo describe sucintamente el posible impacto que las principales modificaciones introducidas en la edicion de 1996 del Reglamento podrian tener, segun el tipo de usuario que se trate, en Argentina o en otros paises de America Latina. Sin embargo, es aconsejable que los integrantes de las autoridades competentes de cada pais que ejerzan funciones regulatorias del transporte conozcan en detalle todas las modificaciones introducidas en dicha edicion y las informen a los correspondientes usuarios, ya que por ejemplo, los cambios en los requisitos estructurales o termicos serian de interes a los diseniadores y los de indole operativa o administrativa a los remitentes o transportistas. (autor)

 Texto completo: En el anio 1977, la entonces Gerencia de Proteccion Radiologica y Seguridad Nuclear de la Comision Nacional de Energia Atomica implemento un Curso de Proteccion Radiologica y Seguridad Nuclear. En 1980, por convenio con la Facultad de Ingenieria de la Universidad de Buenos Aires y el Ministerio de Salud y Accion Social se transformo en Curso de Postgrado, y a partir de ese anio recibio el auspicio de la OIEA. Desde entonces se ha venido dictando ininterrumpidamente, y de el han egresado hasta el presente 516 profesionales, de los cuales aproximadamente la midad fueron argentinos, y el resto extranjeros (mayoritariamente latinoamericanos) becados por el OIEA. Actualmente el Curso continua siendo desarrollado por la Autoridad Regulatoria Nuclear Argentina, con los mismos colaboradores y auspicio. El objetivo del mismo radica en la capacitacion de profesionales que participaran en el diseno, construccion, operacion y cierre de instalaciones nucleares y radiactivas (comprendiendo estas, las aplicaciones medicas e industriales), y los aspectos regulatorios concernientes. El cuerpo docente esta integrado por especialistas, provenientes fundamentalmente de las instituciones que lo organizan, del OIEA (que posibilita la participacion de especialistas internacionales) y profesionales de otras instituciones nacionales (oficiales o privadas). Durante el desarrollo del curso se realizan trabajos practicos en laboratorios e instalaciones dedicados especificamente a las tecnicas, determinaciones y/o experimentacion, en las que se capacita al participante. El nivel de excelencia de la capacitacion que se brinda puede apreciarse al observar que en muchos paises de America Latina y el Caribe, cargos de relevancia en instituciones especializadas en temas radiactivos y nucleares son desempenados por ex-alumnos del curso. En el presente trabajo se describen las caracteristicas fundamentales del curso, de su desarrollo, organizacion y contenido programatico. (autor)