El accidente de pérdida de refrigerante que se postula es la rotura del tubo tangencial pasante (a los muros del reactor) en alguna parte dentro de la pileta del reactor, escapándose el agua del interior de la pileta del reactor al exterior a través de los extremos del tubo tangencial con conexión al exterior. Del análisis realizado se concluye que el sistema de control del ECCS debe actuar antes de los 7 minutos.

En este trabajo se muestra el modelado de la celda y el cálculo de celda para la obtención de las librerías de secciones eficaces macroscópicas para la celda del EECC normal del reactor RP-10, realizado con el código integrado MTR-PC, que incluye al código WIMS-D4 y post-procesadores.

En este trabajo se presentan los cálculos para el análisis hidráulico del Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo (ECCS) del reactor RP-10, este análisis es necesario para el diseño de del sistema. Como resultado de los cálculos mostrados en los gráficos, un diámetro de tubería de dos pulgadas de diámetro nominal debería seleccionarse para que el sistema alcance un caudal máximo de 5 m³/h.

En este trabajo se analizan los efectos del accidente que se produciría durante una experiencia de irradiación a 5 w, debido a una inserción de reactividad de 1.5$ en 0.3s que provocaría una excursión de potencia. Ante esta posibilidad se evalúa si ocasionaría daño a los elementos combustibles y produciría un grave accidente radiológico por la fuga del material radiactivo de dichos elementos. La evaluación se realizó utilizando el código PARET. Los resultados para el núcleo 28 del reactor RP-10 muestran que la temperatura máxima que puede alcanzar la cubierta de aluminio de la placa combustible más exigida es de 269 °C; por lo tanto, no se produciría falla de ningún elemento combustible ni accidente radiológico.

El accidente de pérdida de refrigerante que se postula es la rotura del tubo tangencial pasante (a los muros del reactor) en alguna parte dentro de la pileta del reactor, escapándose el agua del interior de la pileta del reactor al exterior a través de los extremos del tubo tangencial, con conexión al exterior. Del análisis termohidráulico realizado se concluye que en caso de no contar con un Sistema de Refrigeración de Emergencia (ECCS) los elementos combustibles nucleares se fundirían; además, que el ECCS debe actuar al menos durante 150000 segundos para asegurar que la refrigeración con aire estanco sea suficiente para refrigerar a los elementos combustibles.

Introducción: La neumonía es la principal causa de muerte en niños menores de 5 años a nivel global y el 90% de sus casos se registran en países en vías de desarrollo. Determinar los factores asociados (FA) a casos severos (CS) y casos fatales (CF) de neumonía adquirida en la comunidad (NAC) en niños menores de cinco años atendidos en el INSN entre los años 2013-2015 en lima Perú. Materiales y Métodos: Se realizó un estudio observacional, retrospectivo, analítico de casos y controles en pacientes atendidos en el INSN entre los años 2013 al 2015; el estudio se dividió en 2 sub-estudios, para determinar los factores asociados a casos fatales tenemos el denominado sub-estudio “A” y el denominado sub-estudio “B” para determinar los factores asociados a casos severos. Resultados: Los factores asociados a casos fatales en niños entre 1 a 59 meses con NAC atendidos en e...

Luego de la operación de un reactor nuclear de investigación, a una potencia superior a los 300 kW, se requiere de un tiempo de refrigeración para extraer el calor residual del núcleo, debido al incremento de temperatura producido por las energías emitidas de los productos de fisión, común en los reactores. Hay un tiempo corto en donde esta potencia calorífica cae hasta un 6 % luego de la parada del reactor. La importancia de conocer esta potencia obedece al tema de los eventos accidentales que puede provocar y afectar a los combustibles luego de una parada brusca del reactor, cuando se produce un corte en el sistema de refrigeración y no hay otra refrigeración que la que rodea al núcleo del reactor. En este trabajo se muestra los resultados de cálculo de la potencia residual del núcleo de U3O8 para el reactor RP-10, utilizando el código de cálculo ORIGEN 2.1 y verificando...

Se presenta los valores de quemado para los elementos combustibles NN001, NN002, NN003 y NN004 del reactor RP-10, determinado mediante el método de espectrometría gamma utilizando como monitor de quemado el Cs-137. Se describe el equipo y procedimiento experimental para la calibración y el barrido de los elementos combustibles. Los resultados muestran valores de quemado inferiores a los valores encontrados mediante el método de cálculo neutrónico, manteniendo una correlación entre los valores máximo y mínimo.

In this paper the differential perturbative method was applied to the sensitivity analysis for waterhammer problems in hydraulic networks. Starting from the classical waterhammer equations in a single-phase liquid with friction (the direct problem) the state vector comprising the piezometric head and the velocity was defined. Applying the differential method the adjoint operator, the adjoint equations with the general form of their boundary conditions, and the general form of the bilinear concomitant were calculated for a single pipe.The calculation of the sensitivity coefficients takes into account the cases in which the parameters under consideration influence the initial condition. For these cases, the calculation can be performed by solving sequentially two perturbative problems: the first one is non-steady, while the second one is steady, with an appropriate selection of a weight fu...