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artículo
Publicado 1982
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Se ha elaborado un programa de cómputo que calcula el accidente de perdida del refrigerante en la mitad superior de los elementos combustibles, producido por la rotura del tubo tangencial de irradiación de un reactor nuclear del tipo piscina. El programa esta diseñado para canales rectangulares de refrigeración, formados por placas combustibles. Los modos de transferencia de calor considerados son: 1) Convención forzada turbulenta, 2) Convención forzada en régimen de transición, 3) Convención forzada laminar, 4) Convención natural en agua, 5) Convención natural en celdas rectangulares, 6) Convención natural en aire en canales parcialmente cerrados, 7) Ebullición nucleada en líquido estancado, 8) Convención laminar en vapor, 9) Radiación térmica entre placas paralelas y vapor.
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tesis de grado
Se presenta el desarrollo del Software WIMCIT; el cual ha sido producido tomando como base el CPC[16] (Código para Cálculo de Reactores), que realiza la simulación, automatiza las entradas numéricas y genera el modelamiento matemático en formato estándar, para el código de cálculo neutrónico CITATION [11] del reactor nuclear peruano RP-10 en 2 y 3 dimensiones para varios grupos de energía. Dicho código se encarga de hallar la solución numérica de la ecuación de transporte en su aproximación de difusión, mediante el método de diferencias finitas y muestra sus salidas para un análisis posterior con el Software WIMCIT. Finalmente se han añadido al programa desarrollado; capacidades gráficas y comunicación con el sistema operativo, los cuales permitirán un manejo robusto del proceso, una fácil interacción usuario-software, y mejoras sustanciales en la visualización d...
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tesis de grado
Presenta en forma clara y sencilla el uso del software libre SCICOS para modelar la cinética y dinámica de un reactor nuclear PWR. Creemos que este trabajo puede servir para la enseñanza y fácil compresión del funcionamiento de un reactor nuclear que se estudia en el curso de física de reactores nucleares. Las ecuaciones diferenciales utilizadas en este modelo son de primer orden y de fácil compresión. El modelo utilizado es el de Cinética puntual que describe la población de los neutrones y de los núcleos precursores que finalmente determina la potencia del reactor nuclear PWR. El Modelo térmico, representa el calor transferido por el combustible y el refrigerante desde el núcleo hasta el generador de vapor. Por último, modelamos la reactividad total del reactor, que está formado por la reactividad de las barras de control y las reactividades relacionadas a la temperatura...
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artículo
WIMCIT: An in-house development integrated code for neutron analysis in MTR reactors with mixed core
Publicado 2003
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So far, Peruvian nuclear research reactors RP-10 and RP-0 have been operating only with uranium oxide fuel elements (U3O8+Al). In the future RP-10 reactor will operate with mixed cores (U3Si2+Al, U3O8+Al). For this reason the calculus capacity has to be increased in order to be able to handle the new fuel management. Since preparation of nuclear libraries for diffusion calculation requires a significant amount of computational and human resources a new tool that processes libraries generation and diffusion calculations is necessary.
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documento de trabajo
En el presente trabajo se describe -en esta etapa- el diseño de un sistema repetidor de lecturas de tasa de exposición medida en las facilidades de irradiación neutrónica del reactor RP-10, para su visualización simultánea por los usuarios del hall experimental y del personal de operación de la sala de control del reactor.
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tesis de grado
Este estudio se ha basado en múltiples trabajos realizados por científicos de muy diversos países, trabajos que en cada caso estaban referidos únicamente a un aspecto de la naturaleza o comportamiento del concreto o que en su gran mayoría se referían solamente a resultados experimentales específicos; en la presente tesis se ha tratado de integrar todos estos resultados, hipótesis y teorías de la manera más clara posible siguiendo el orden más conveniente. A lo largo de este trabajo se han desarrollado capítulos referentes a las propiedades del concreto, a los efectos que la irradiación produce en ellas y a los materiales con los cuales puede fabricarse el concreto más apropiado.
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artículo
Publicado 2003
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Se determinó la temperatura neutrónica en cuatro distintas posiciones de irradiación del reactor nuclear RP-10 en su configuración 24 a la potencia de 300Kw, para ello se empleó el método directo propuesto por De Corte y colaboradores en 1993. Se presentan los resultados de la temperatura neutrónica en estas cuatro posiciones del núcleo del reactor y se discuten los resultados obtenidos.
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Publicado 2002
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El presente informe tiene por objeto el desarrollo de un Manual para el aseguramiento de la calidad en un reactor nuclear, en este caso para el Reactor Peruano RP-10. Se toma como normas de referencia de calidad para el Sistema de Aseguramiento de la Calidad dos normas: la ISO 9001, como norma de gestión de la calidad y la norma nuclear Código de Seguridad Nº 50-C/SG-Q, como norma técnica especializada para instalaciones nucleares, la que se enfoca principalmente en la seguridad de la instalación. Se realizó un análisis situacional de la instalación, como es el diagnóstico. Luego, se propone el mejoramiento del Sistema de Calidad de la instalación y las acciones a realizar. Finalmente, cómo podría implementarse el nuevo sistema de aseguramiento de la calidad, los documentos a ser considerados y el manual de aseguramiento de la calidad.
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tesis de grado
Por Decreto Ley 21094 del 4 de febrero de 1975, se aprobó la Ley Orgánica del Sector Energía y Minas que en su artículo Art. 36° crea el "Instituto Peruano de Energía Nuclear" (IPEN), como Institución Pública Descentralizada de ese Sector, con la misión de promover, coordinar y controlar el desarrollo de la Energía Nuclear y sus aplicaciones en el país, así como el de prestar el asesoramiento necesario a las autoridades del Gobierno en materia nuclear. En la actualidad, el IPEN cuenta con un Centro Nuclear "RACSO", a la cual pertenece el Reactor Nuclear RP-10; instalación que produce energía y neutrones mediante fisiones nucleares (partición de núcleos de átomos) de materiales fisionables (combustible nuclear), que en el caso del reactor nuclear es el uranio-235. El Sistema de Calidad actual del Reactor Nuclear RP-10 está bajo la norma de seguridad Nº 50-SG-QA5 (Rev. 1...
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tesis de grado
Publicado 2019
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El trabajo de investigación evaluó las características tanto técnicas como económicas de un sistema de volteo automatizado, para un reactor horizontal de compost, a fin de proponer una solución a bajo costo. Se realizó la revisión bibliográfica de las características principales en sistemas actuales de compostaje, se diseñó en 2D el sistema de volteo automatizado, para la automatización se diseñó el esquema de componentes electrónicos en Proteus 8.7 SP3 PRO y el código en Arduino donde consideró parámetros de temperatura y humedad para realizar la simulación de giro, finalmente en Solidworks 2018 se realizó la simulación del diseño 3D del sistema de volteo ensamblado mediante análisis de movimiento a 3 rpm y a la estructura de soporte se aplicó análisis de elementos finitos tanto el material madera balsa como acero A36, se concluyó que los contenedores sean de ...
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tesis de grado
En primera instancia, la investigación tiene como objetivo principal brindar un diseño optimo y adecuado de un reactor Batch, con la finalidad de producir 30 litros de biodiesel empleando como materia prima aceite de cocina reciclado, el sistema en general está compuesto por 3 etapas, cada etapa presenta un recipiente de mediano tamaño y volumen, la primera etapa se le denomina catálisis básica, en la cual se mezclara una proporción adecuada de NAOH con metanol para formar metóxido de sodio, la segunda etapa denominada transesterificación , en donde el metóxido de sodio formado en la primera etapa se añadirá directamente al aceite reciclado encontrado en el reactor a una agitación constante y finalmente la tercera fase denominada separación, en la cual entrara agua pura para limpiar el agua jabonosa de la mezcla para obtener biodiesel purificado separado de la glicerina. La...
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tesis de grado
Publicado 2015
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Los enlaces de interconexión entre las Áreas Centro y Sur en el Sistema Eléctrico Interconectado Nacional (SEIN) son líneas de transmisión en alta tensión (220 kV) y muy alta tensión (500 kV). Según las estadísticas indican que dichas líneas son vulnerables a diferentes tipos de fallas las cuales conllevan al riesgo de ocasionar la separación y el colapso eléctrico del Área Sur. Por lo mencionado es necesario contrarrestar el efecto de estas fallas mediante esquemas especiales de protección, que conecten o desconecten elementos del sistema para restablecer el equilibrio y evitar dichas posibles desconexiones seguidas de eventuales colapsos. En la presente tesis se ha desarrollado un esquema de control centralizado, basado de manera fundamental en la acción automática sobre reactores “shunt” de línea y de barra, para que mediante su desconexión sea posible regular lo...
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tesis de grado
Un problema importante en la simulación tridimensional del núcleo de un reactor por medio de programas de cálculo es establecer el reticulado óptimo el tiempo de procesamiento y las condiciones de contorno dadas por una matriz de respuesta que relaciona la corriente neutrónica y el flujo neutrónico en el borde del núcleo. En este trabajo se exponen los cálculos de difusión bidimensional a dos grupos de un reactor tipo piscina con tres diferentes tipos de reticulados, y la matriz de respuesta que permite simular la corona de agua que circunda al reactor. Además se presenta la distribución de flujo bidimensional a cinco grupos de energía del Reactor Peruano de Potencia Cero en dos casos, en el primer caso, se consideran tres regiones: reflector interno, núcleo y reflector externo; y en el segundo se simula el reflector externo mediante su correspondiente matriz de respuesta.
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artículo
Publicado 2005
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A fin de incorporar un nuevo sistema de calibración de las barras de control, que permita obtener resultados con menor incertidumbre y en menor tiempo, se realizaron pruebas para la validación de los programas Fercin 1 y 2 que forman parte del sistema de ruido neutrónico adquirido mediante el convenio Perú-Argentina. Las opciones del programa que se validaron fueron las del reactímetro y rod–drop por comparación con el método del Período Asintótico, que es el usualmente empleado por el grupo de operación. La configuración de núcleo utilizada fue la N° 24.
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artículo
Publicado 1990
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En el Centro Nuclear de Huarangal se instalará un instrumento de difracción de neutrones para muestras en polvo, en la sala experimental del RP-10. Se ha definido algunas partes del instrumento: (1) la geometría del blindaje que permite dos modos de operación (alta intensidad y alta resolución) al variar el ángulo 2 θM del monocromador; (2) la colimación del haz primario por medio de un colimador tipo Soller que permite obtener la divergencia angular adecuada; 3) cálculo del blindaje con el código Sabine-3.
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tesis de grado
El proyecto de “DISEÑO Y CONSTRUCCIÓN DE UN FERMENTADOR, PARA LA OBTENCIÓN DEL ALCOHOL ETÍLICO”, a partir de los azúcares de frutas y de la melaza, se realizó con el fin de equipar el laboratorio de procesos de la Facultad de Ingeniería Química de la UNA-Puno. El fermentador se selecciona de acuerdo a las condiciones y necesidades de la zona y considerando el estudio realizado por SCRAGG A. en su obra Biotecnología para ingenieros, donde se determina las levaduras, el proceso de las reacciones, la cinética de reacción, mediciones físicas, así como los factores que favorecen el desarrollo de la fermentación. La materia prima que se usa principalmente es la sacarosa, para obtener 9,475 l de alcohol etílico, se necesita 28,6 Kg. de melaza el cual contiene 14,3 Kg. de sacarosa en un tiempo de 48 horas y a una temperatura de 37ºC, Los materiales que se seleccionan en la co...
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tesis de grado
Publicado 2019
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El objetivo de esta investigación fue evaluar la desinfección fotocatalítica con TiO2 para Escherichia coli de aguas para consumo humano en un reactor de flujo continuo; construido por cuatro tubos de vidrio tipo Pyrex de diámetro de 2 pulgadas y longitud de 70 cm armados en circuito continuo, con caudal de 9.3 L/h y tiempo de retención hidráulica de 6.75 minutos. Se aplicó cuatro tratamientos, el Tratamiento 1 sin catalizador y los Tratamientos 2, 3 y 4 con TiO2 expuestos a la radiación solar, con tiempos de exposición de 60 minutos monitoreado a las 11:15, 11:45 y 12:15 horas, empleando agua subterránea con presencia de Escherichia coli. El porcentaje de inactivación de los tratamientos fueron de 9.1, 78.6, 45.8 y 53.5% para los Tratamientos 1, 2, 3 y 4, respectivamente. Se concluye que el uso de TiO2 como catalizador en la fotocatálisis incrementa la inactivación del E. c...
18
artículo
Publicado 2005
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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.
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tesis de grado
Publicado 2000
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El trabajo es una primera etapa hacia el montaje de un reactor discontinuo y su sistema de control para prácticas de control de procesos y/o de planta piloto en el Laboratorio de Ingeniería Química (LIQ). El sistema reactivo es la síntesis en fase líquida de la HexametilenTetramina (HMTA); se escoge dada la factibilidad de la futura implementación y la existencia de información base cinética, química, termodinámica y física ya que se utiliza la simulación matemática como herramienta de análisis. La estrategia de control es la ejecución lógica de pasos que disponen al reactor para llevar a cabo la reacción (control secuencial). Dentro de la secuencia se requiere mantener la temperatura en el valor objetivo lo que demanda una segunda estrategia (control de lazo). Para el control de lazo se proponen dos alternativas: un PID convencional, y, uno no lineal (tipo Linealizació...
20
artículo
Publicado 2019
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El objetivo fue diseñar y construir un reactor RAFA para el tratamiento de aguas residuales municipales del distrito de Guadalupe a escala de laboratorio. Para el diseño del reactor RAFA se usó el método tradicional o empírico, siguiendo una secuencia que consiste en proponer parámetros de partida, que en este caso fue la carga orgánica volumétrica (2,35 (Kg DQO)/(m^3 d)) , la concentración inicial del agua residual municipal o del sustrato (1 Kg DQO/m3), el flujo de alimentación (0.01152 m^3/d), la eficiencia de depuración asumida (85%), y el tiempo de residencia hidráulica asumido (12 horas). Con estos parámetros se calculó el volumen del reactor, que es de 5L con un diámetro de 0.12 m, una altura total de 0.60538 m, el área de la abertura del separador gas-liquido-solido (GLS) es de 0.03 m^2, el área de la sección transversal de la campana del separador (GLS) es 0.90...
