Sistemas multiplicativos subcríticos foram, por muito tempo, pouco estudados, de modo que sua descrição teórica permanece com muitas questões em aberto. A presente Tese apresenta o um reatímetro subcrítico, um software desenvolvido em LabVIEWTM capaz de medir as mudanças no fluxo de nêutrons em regime subcrítico e de transformar este sinal em reatividade. A principal vantagem de um dispositivo como este é aumento da precisão das medidas de reatividade. É sabido que reatímetros convencionais não são capazes de operar em regime subcrítico nem de descrever a dinâmica de sistemas multiplicativos nessas condições, pela própria estrutura das equações de cinética pontual clássicas em que são baseados. Diversas teorias têm sido propostas para descrever a física de sistemas subcríticos, no entanto, a maior parte envolve parâmetros extremamente complexos para serem aplicados em situações práticas. A teoria de Gandini difere das outras por ser baseada em parâmetros simples, o que a torna a escolha mais conveniente para o desenvolvimento de um reatímetro subcrítico e suas aplicações. Desta maneira, o reatímetro subcrítico desenvolvido é baseado na teoria de cinética de sistemas subcríticos de Gandini e em resultados experimentais, de altíssima qualidade e relevância, alcançados no próprio IPEN/MB-01. Deve-se destacar que a aplicação de equações de cinética específicas para sistemas subcríticos é um fato inédito no desenvolvimento de reatímetros e apenas desta maneira a reatividade pode ser estimada com precisão neste regime. O presente estudo é especialmente focado na aplicação em reatores de fissão, o qual poderá se utilizado em inúmeros experimentos em reatores de pesquisa. Portanto, o presente trabalho tem relevância tanto teórica quanto prática, já que discute um ponto fundamental da física de reatores nucleares. / Multiplying subcritical systems were for a long time, poorly studied, and its theoretical description remains with plenty open questions. This Thesis presents a subcritical reactivity meter, a software developed in LabVIEWTM capable of measuring changes in neutron flux in subcritical regime and to transform this signal into reactivity. The main advantage of such device is the increase in accuracy of reactivity measurements. It is known that conventional reactivity meters cannot operate in subcritical regime nor describe the dynamics of multiplying systems under these conditions by the very structure of classical point kinetics equations. Many theories have been proposed to describe subcritical systems but most involve very complex parameters to be applied in practical situations. Gandini\'s theory differs from others by being based on simple parameters, being considered the most convenient choice to be made for the development of a reactivity meter and its applications. The developed subcritical reactivity meter was based on the Gandini\'s subcritical kinetic theory and on experimental results, of high quality and relevance, achieved at the IPEN/MB-01 reactor. It should be highlighted that the utilization of specific kinetic equations for subcritical systems is an unprecedented event in the development of reactivity meters and only by this manner the reactivity can be precisely estimated in this regime. The present study is mainly addressed to fission reactors, and it could be employed in numerous experiments in research reactors. Therefore, this work has a theoretical and practical relevance, since it discusses a fundamental point of the nuclear reactor physics.

Sistemas multiplicativos subcríticos foram, por muito tempo, pouco estudados, de modo que sua descrição teórica permanece com muitas questões em aberto. A presente Tese apresenta o um reatímetro subcrítico, um software desenvolvido em LabVIEWTM capaz de medir as mudanças no fluxo de nêutrons em regime subcrítico e de transformar este sinal em reatividade. A principal vantagem de um dispositivo como este é aumento da precisão das medidas de reatividade. É sabido que reatímetros convencionais não são capazes de operar em regime subcrítico nem de descrever a dinâmica de sistemas multiplicativos nessas condições, pela própria estrutura das equações de cinética pontual clássicas em que são baseados. Diversas teorias têm sido propostas para descrever a física de sistemas subcríticos, no entanto, a maior parte envolve parâmetros extremamente complexos para serem aplicados em situações práticas. A teoria de Gandini difere das outras por ser baseada em parâmetros simples, o que a torna a escolha mais conveniente para o desenvolvimento de um reatímetro subcrítico e suas aplicações. Desta maneira, o reatímetro subcrítico desenvolvido é baseado na teoria de cinética de sistemas subcríticos de Gandini e em resultados experimentais, de altíssima qualidade e relevância, alcançados no próprio IPEN/MB-01. Deve-se destacar que a aplicação de equações de cinética específicas para sistemas subcríticos é um fato inédito no desenvolvimento de reatímetros e apenas desta maneira a reatividade pode ser estimada com precisão neste regime. O presente estudo é especialmente focado na aplicação em reatores de fissão, o qual poderá se utilizado em inúmeros experimentos em reatores de pesquisa. Portanto, o presente trabalho tem relevância tanto teórica quanto prática, já que discute um ponto fundamental da física de reatores nucleares. / Multiplying subcritical systems were for a long time, poorly studied, and its theoretical description remains with plenty open questions. This Thesis presents a subcritical reactivity meter, a software developed in LabVIEWTM capable of measuring changes in neutron flux in subcritical regime and to transform this signal into reactivity. The main advantage of such device is the increase in accuracy of reactivity measurements. It is known that conventional reactivity meters cannot operate in subcritical regime nor describe the dynamics of multiplying systems under these conditions by the very structure of classical point kinetics equations. Many theories have been proposed to describe subcritical systems but most involve very complex parameters to be applied in practical situations. Gandini\'s theory differs from others by being based on simple parameters, being considered the most convenient choice to be made for the development of a reactivity meter and its applications. The developed subcritical reactivity meter was based on the Gandini\'s subcritical kinetic theory and on experimental results, of high quality and relevance, achieved at the IPEN/MB-01 reactor. It should be highlighted that the utilization of specific kinetic equations for subcritical systems is an unprecedented event in the development of reactivity meters and only by this manner the reactivity can be precisely estimated in this regime. The present study is mainly addressed to fission reactors, and it could be employed in numerous experiments in research reactors. Therefore, this work has a theoretical and practical relevance, since it discusses a fundamental point of the nuclear reactor physics.

Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / In this work, the spectral indexes 28r* and 25d*, and gamma efficiency factor in the IPEN/MB-01 reactor were determined experimentally employing a rod scanning technique. In the case of 28r*, this method has the advantage of eliminating most of the correction factors derived from the calculations. Only the fission yield factor and the relative fission rate in the 235U remain in the determination of the 25d*. The experiments were performed with different thicknesses of cadmium sleeves: 0.55 mm, 1.10 mm and 2.20 mm. The final experimental uncertainty achieved in the experiment, less that 1 %, and the excellent geometrical and material data characterization of the IPEN/MB-01 reactor allow us to use the results as benchmark for validate calculation methods and related nuclear data libraries. The comparison between calculated values and experimental values was performed by employing the MCNP-5 code and the nuclear data libraries: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 and JEFF-3.1. The results demonstrate that the difference among libraries is very small. Also, the comparison between calculated values and experimental values shows that there has been considerable progress in the recent nuclear data libraries. The best result is obtained with ENDF/B-VII.0 nuclear data library, and the highest discrepancy was obtained with JEFF-3.1 and JENDL-3.3 nuclear data libraries.

Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / In this work, the spectral indexes 28r* and 25d*, and gamma efficiency factor in the IPEN/MB-01 reactor were determined experimentally employing a rod scanning technique. In the case of 28r*, this method has the advantage of eliminating most of the correction factors derived from the calculations. Only the fission yield factor and the relative fission rate in the 235U remain in the determination of the 25d*. The experiments were performed with different thicknesses of cadmium sleeves: 0.55 mm, 1.10 mm and 2.20 mm. The final experimental uncertainty achieved in the experiment, less that 1 %, and the excellent geometrical and material data characterization of the IPEN/MB-01 reactor allow us to use the results as benchmark for validate calculation methods and related nuclear data libraries. The comparison between calculated values and experimental values was performed by employing the MCNP-5 code and the nuclear data libraries: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 and JEFF-3.1. The results demonstrate that the difference among libraries is very small. Also, the comparison between calculated values and experimental values shows that there has been considerable progress in the recent nuclear data libraries. The best result is obtained with ENDF/B-VII.0 nuclear data library, and the highest discrepancy was obtained with JEFF-3.1 and JENDL-3.3 nuclear data libraries.

O presente trabalho propõe o desenvolvimento de uma nova metodologia para a medida da reatividade no reator IPEN/MB-01 baseada nas técnicas de análise de ruído microscópico e macroscópico e no modelo de duas regiões das equações de cinética pontual. Diferentemente dos demais modelos teóricos da cinética pontual, o modelo de duas regiões adotado neste trabalho considera o reator como um sistema acoplado, sendo possível explicitar o núcleo e o refletor matematicamente nas equações de cinética. O estudo do efeito do refletor e da sua contribuição na reatividade é inédito e, para que seja viável, os parâmetros cinéticos relacionados ao refletor devem ser obtidos. A principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção dos parâmetros cinéticos do refletor de modo puramente experimental. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos envolvendo diferentes tipos de refletores foi realizada no reator IPEN/MB-01. Foram utilizados os refletores de água leve, aço inox (SS-304) e de água pesada. Utilizou-se a técnica de análise de ruído Rossi-α em vários estados subcríticos para a obtenção dos parâmetros do refletor. Empregou-se também a técnica de Densidades Espectrais para a comparação entre os dados experimentais. Além disso, foi utilizado o código computacional de física de reatores MCNP-5, com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0, para o cálculo da reatividade a partir do fator de multiplicação efetivo (keff) para cada uma das configurações realizadas experimentalmente. A partir das equações de cinética pontual do modelo de duas regiões foram obtidas as expressões teóricas, que foram utilizadas para o ajuste por mínimos quadrados aos dados experimentais. O tempo de vida dos nêutrons no refletor (τr) e no núcleo (τC) e a fração desses nêutrons que retornam ao núcleo (f) foram obtidos como parâmetros do ajuste e utilizados para o cálculo da reatividade a partir da equação Inhour de duas regiões. São apresentados os resultados experimentais e teóricos referentes ao núcleo padrão com refletor de água leve, refletor de aço inox e refletor de água pesada. Todos os experimentos utilizaram a configuração de 26x28 varetas combustíveis com detectores operando em modo pulso. / This work proposes the development of a new methodology for measurement of the reactivity in the IPEN/MB-01 research reactor facility, based on microscopic and macroscopic noise experiments and the Two-Region point kinetic equations model. Differently from the other point kinetic theoretical models, the Two-Region model assumed in this work takes into account the nuclear reactor how a coupled system, which constitute the theoretical basis of all mathematical development, contemplate both regions of the reactor (core and reflector).The study of the reflector effect and its impact in the reactivity is an original fact and, to make possible the viability of this study, the kinetic parameters related to the reflector must be obtained. The main advantage of this new methodology is to obtain the kinetic parameters from the reflector in a purely experimental way. In order to validate this new method, a series of experiments involving different types of reflectors was performed in the IPEN/MB-01 reactor. The reflectors constituted by Light Water, Stainless Steel (SS-304) and Heavy Water were employed. The Rossi-α neutron noise technique were applied in several subcritical states to obtain the parameters of the reflector. Furthermore, the Auto Power Spectral Densities were also used for a comparison between the experimental data. Moreover, the MCNP-5 nuclear reactor physics code with the ENDF/B-VII.0 library neutron data was employed to calculate the reactivity through the keff multiplication factor for each experimental configuration. In this way, from the Two-Region point kinetic equations model were obtained the theoretical expressions in which were used for least squares fit of the experimental data. The neutron lifetimes in the reflector (τr) and in the core (τC), and the neutron return fraction from the reflector to the core (f) were obtained as least squares fitted parameters and then employed for the reactivity calculation through the Inhour two region equation. The presented experimental and theoretical results are referring to the standard core configuration with aforementioned reflectors of Light Water, Stainless Steel (SS-304) and Heavy Water. For all experiments the 26x28 fuel rod configuration was employed with the detectors operating in pulse mode.

Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.

Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do \"Flux Trap\") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap\" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular. / This paper presents the results of the neutron flux values obtained from the deployment of a Flux Trap of neutrons in the reactor core IPEN/MB-01. We analyzed several configurations of Flux Traps deployed in the reactor core IPEN/MB-01 in order to get elected to Flux Trap configuration more efficient. To characterize the neutron spectrum were irradiated in the center of the Flux Trap activation detectors of different materials (Au, Sc, In, Ti, Ni). The respective gamma spectroscopy of these elements after irradiation with and without cadmium cover, provided the experimental values of the nuclear reaction rates (saturation activity) by the target nuclei and their uncertainties used as input to the code SANDBP who calculated the energy spectrum of neutrons in the center of the \"Flux-Trap\" in 50 energy groups, using the input spectra calculated at the irradiation position (center of the \"Flux Trap\") by codes for Reactor Physics. The results found an increase in the thermal neutron flux in the center of the Flux Trap configuration 203 for the standard configuration (default) of about 350% without having the need to increase the reactor power. We also made comparisons between the spectra obtained by SANDBP deployed, compared to those calculated by MCNP-4C code and XSDRNPM. The spatial characterization of the thermal neutron flux is made with activation foils in the form of an infinitely dilute bulk alloy of 1% Au and 99% Al in some internal points of the configuration 203 (axially to Flux Trap \"and adjacent radial) and the results showed a significant increase in the magnitude of their values when compared to standard rectangular configuration.

Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.

Este trabalho apresenta a realização de experimentos no reator nuclear IPEN/MB-01 submetido à presença de um refletor com água pesada instalado na sua face oeste. Após a instalação do refletor no reator foram conduzidos três tipos de experimentos: A calibração das barras de controle, a verificação da influência do aumento da temperatura do moderador na reatividade e a medição das taxas de reações por meio da irradiação de fios e folhas de ativação. Devido às propriedades nucleares de interação de nêutrons com água pesada, notadamente sua elevada capacidade de espalhamento e sua baixa capacidade de absorção, é possível notar alterações no funcionamento do reator observadas pelas mudanças dos padrões de retiradas e inserções de barras de controle no núcleo. Essas alterações são apresentadas no decorrer do trabalho. / This work presents the accomplishiment of experiments in the IPEN/MB-01 research nuclear under presence of a heavy water reflector installed in its western wall. After reflectors assembly in the reactor, three types of experiments were conducted: The control rod calibration, the check of temperature\'s influence increasing under reactivity and the measurement of reaction rates by means wires and foil\'s activation. Due to the properties of neutron interaction with heavy water, especially their high scattering and low absorption cross sections, pattern changes operation could be observed by the control rods moving inside the core. These observations will be the focus of this work

A ativação de folhas de ouro é uma das técnicas mais usadas para obter dados experimentais e assim comparar os resultados obtidos com aqueles calculados usando metodologias específicas e seus respectivos dados nucleares. Através da irradiação de folhas de ativação e posterior medida da atividade nelas induzida é possível determinar o fluxo de nêutrons no local da irradiação. O nível da potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo do reator. O objetivo deste trabalho é obter, pela irradiação de folhas de ouro posicionadas simetricamente dentro do núcleo, utilizando a configuração cilíndrica que apresenta o menor excesso de reatividade, a potência gerada pela distribuição espacial do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos no núcleo do reator IPEN/MB-01 e assim, calibrar seus canais nucleares. As folhas foram colocadas em uma placa de Lucite e irradiadas com e sem cobertura de cádmio, para se obter o valor absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos. A correlação entre a potência média do fluxo de nêutrons, como resultado da irradiação das folhas de ouro e, a potência média obtida a partir da aquisição de valores digitais dos canais nucleares, permite calibrar os canais nucleares do reator. Em 2008 foi feita a correlação para a configuração de núcleo retangular que resultou em uma calibração específica do nível de potência de operação para esta configuração geométrica de núcleo. Assim, esta calibração não pode ser utilizada como referência para a configuração em questão, ou seja, a cilíndrica, pois os parâmetros nucleares de distribuição de fluxo não são os mesmos, pois a distribuição difere para cada tipo de distribuição geométrica de núcleo. Além disto, o conhecimento preciso da potência de operação do reator nos permite obter os valores absolutos de fluxos de nêutrons e assim validar a metodologia de cálculo utilizada para este propósito. / The activation foils is one of the most used techniques to obtain nuclear parameters and thus compare the results with the calculated ones using specific methodologies and its nuclear data. Through the irradiation in the activation foils and ulterior measurement on its induced activity, it is possible to determine the neutron flux in the position where they were irradiated. The power level operation of the reactor is a parameter directly proportional to the average neutron flux in the core. The objective of this work is to obtain, by irradiating gold foils positioned symmetrically into the core for a cylindrical configuration, that presents the minor reactivity excess, the power generated through the spatial thermal and epitermal neutron flux distribution in the core of the IPEN/MB-01 Reactor, and thus calibrate its nuclear channels. The foils were put in a Lucite plate and irradiated with and without cadmium covered small plates, to obtain the absolute thermal and epithermal neutron flux. The correlation between the average power neutron flux, as a result of the gold foil´s irradiation and, the average power obtained by the digital values of the nuclear channels, allows the calibration of the nuclear channels of the reactor. This same correlation was done in 2008 with the reactor in a rectangular configuration, which resulted in a specific calibration of the power level operation for this geometric configuration of the core. Thus this calibration cannot be used as a reference for the actual configuration, the cylindrical one, because the nuclear parameters of the neutrons distribution are not the same, it changes for every geometric configuration of the core. Furthermore, the precise knowledge of the power neutron flux allows us to obtain absolute value of the neutron flux and thus validate the methodology used for this purpose.