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1
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.
2
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.
3
documento de trabajo
Debido a la necesidad de contar con mediciones confiables de temperatura, presión y caudal para la calibración de potencia térmica del reactor RP-10 se desarrolló el software SAT. Haciendo uso de una tarjeta PCI-MIO-16XE-10 de National Instruments las señales son tomadas en tiempos predefinidos por el usuario y un informe de operación es generado automáticamente al final de la adquisición. El objeto del presente trabajo es mostrar las principales características del software desarrollado para este fin.
4
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.
5
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.
6
artículo
Publicado 2001
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Se presenta los resultados de exceso de reactividad del núcleo del reactor RP-10 en su configuración 14. Este exceso de reactividad ha sido calculado con MCNP4B con un modelo que describe en detalle las características de los elementos combustibles normales y de control, así como de cada elemento que constituye la configuración de trabajo #14. Este modelo fue previamente utilizado en el reactor RP-0 y ha sido aplicado en la configuración de arranque para el cálculo del exceso de reactividad y criticidad con diferentes posiciones de barras. En todos los casos hay una muy buena aproximación de los resultados de MCNP con los valores experimentales.
7
artículo
Publicado 1990
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Se presenta los cálculos neutrónicos realizados con los códigos Termos, WIMS-D y SNAP-3D para el diseño de una nueva Caja de Irradiación Incore (CdII) del reactor RFR del Centro Nuclear de Investigaciones Rossendorf (Zfk-Rossendorf) considerando criterios de seguridad y de máxima efectividad.
8
artículo
Publicado 1987
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Se ha evaluado la respuesta en operación del núcleo del RP-10 utilizando el código PARET, en situaciones accidentales por inserciones de reactividad positiva. Se aplica este accidente en 3 modos de operación diferentes, definida la primera cuando el reactor este operando a una potencia de 10 MW y tres bombas de refrigeración del circuito primario, la segunda a 6.66 MW y dos bombas, y la tercera a 3.33 MW y una sola bomba. Se ha aplicado también esta misma inserción para el caso de tener operando el reactor a una potencia de 50 Watts, resultando ser critico por originarse una evolución más abrupta de potencia y temperatura. Se ha analizado el reactor RP-10 considerando caída de barras solo por el nivel de potencia a un valor de 12 MW. En cada nodo axial y en cada paso del tiempo del transitorio se evalúan los parámetros cinéticos y termohidráulicos del canal caliente. De los...
9
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...
10
artículo
Publicado 2016
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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...
11
artículo
Publicado 1987
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Se han calculado los factores de autoblindaje térmico, autoblindaje de resonancia, depresión y distorsión del flujo neutrónico, efecto borde y el factor de corrección para la distribución del flujo neutrónico alrededor de una hojuela. Para el factor de autoblindaje de resonancias más importantes del isótopo activable. Para los cálculos se ha desarrollado el programa de cálculo Spresyter.Bas. Como ejemplo, se han realizado cálculos para hojuelas de In-115 y Au-197.
12
artículo
Publicado 1990
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Se ha elaborado un programa de cómputo para calcular la dosis durante las emergencias radiológicas originadas por un accidente en el reactor peruano de investigación de 10 MW. Los resultados obtenidos del programa denominado ACRE se presentan en forma gráfica, permitiendo de esta manera, una estimación rápida de la dosis la firma AID (Grenoble-Francia) modelo J-25.
13
artículo
Publicado 1989
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En este trabajo se presenta una ampliación del formalismo diferencial de la teoría de perturbación a un modelo homogéneo de simulación del comportamiento estacionario de generadores de vapor de centrales nucleares PWR. El programa PERGEVAP, desarrollado a partir del modelo del código GEVAP de Souza, permite realizar cálculos de la sensibilidad de funciones lineales (como la temperatura media del primario) y no-lineales (como el flujo de calor medio) a variaciones en los parámetros termohidráulicos, tales como flujo másico, entalpía y calor específico. Los resultados obtenidos con este formalismo son comparados con los obtenidos del cálculo directo con el propio código GEVAP, pudiéndose apreciar una excelente concordancia. La metodología se presenta promisoria para tratar cálculos repetitivos asociados al proyecto y al análisis de seguridad de estos equipos.
14
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 ...
15
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.
16
tesis de maestría
Publicado 1995
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Se estudia la conducta del núcleo de un reactor tipo piscina cuando éste es sometido a accidentes de excursiones de potencia por inserciones violentas de reactividad. El valor de la reactividad está en el rango de $1.5 a $3.2 insertada en tiempos de 0.10s a 0.80s. El valor de $1.5/100ms es asumido como el caso más desfavorable. Para todos los casos un elemento combustible es arrastrado parcialmente por una de las barras de control y cae al núcleo ligeramente subcrítico en 5Wratts. Estos accidentes se han aplicado a dos núcleos, el A16/21 y el A21/25 los cuales para completar el estudio han sido comparados con los SPERT-1: B24/32, BI6/64 y D12/25. Como el evento iniciante que conduce a la inserción de reactividad es independiente del estado de operación del reactor se ha practicado la simulación al modo de operación más desfavorable en cuanto a las consecuencias del accidente....
17
artículo
Publicado 2016
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Presentamos la metodología para determinar el inventario radiactivo de un elemento combustible perteneciente al núcleo de diseño del reactor RP-10, inicialmente propuesto en el año 1988, empleando el código de cálculo ORIGEN 2.1, que permite determinar la actividad de los 52 productos de fisión más característicos, su crecimiento en actividad durante la operación del reactor según las condiciones del diseño y la evolución del decaimiento de los productos de fisión, luego de 4 horas después de la parada del reactor, donde conservadoramente, un elemento combustible representa una fracción promedio de la potencia considerada en la evaluación del inventario radiactivo.
18
artículo
Publicado 2007
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En este trabajo se analizan los efectos del accidente que se produciría durante una experiencia de irradiación a 5 w, debido a una inserción de reactividad de 1.5$ 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.
19
tesis de maestría
Publicado 1995
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Se estudia la conducta del núcleo de un reactor tipo piscina cuando es sometido a accidentes de excursiones de potencia por inserciones violentas de reactividad. El valor de la reactividad está en el rango de $1.5 a $3.2 insertada en tiempos de 0.10 s a 0.80 s. El valor de $1.5/100 ms es asumido como el caso más desfavorable. Para todos los casos un elemento combustible es arrastrado parcialmente por una de las barras de control y cae al núcleo ligeramente subcrítico en 5 Watts. Estos accidentes se han aplicado a dos núcleos, el A16/21 y el A21/25 los cuales para completar el estudio han sido comparados con los SPERT-1: B24/32, BI6/64 y D12/25. Como el evento iniciante que conduce a la inserción de reactividad es independiente del estado de operación del reactor se ha practicado la simulación al modo de operación más desfavorable en cuanto a las consecuencias del accidente. Es...
20
artículo
Publicado 2003
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El año 2001 el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) inicio el proyecto RLA/4/018 “Gestión de combustibles Gastados en reactores de investigación” el cual involucra a 5 países de la región (Argentina, Brasil, Chile, México y Perú) en la elaboración de distintas tareas, siendo una de las principales estudiar opciones de almacenamiento temporal y definitivo de los ECG de los reactores de investigación de la región. La región cuenta principalmente con dos tipos de reactores TRIGA y MTR, siendo este ultimo el tipo con el cual cuenta el Perú. El estudio de las diferentes opciones de almacenamiento será un punto de vital importancia para cada uno de los países al culminar en mayo del 2006 el programa de repatriamiento del material combustible nuclear de procedencia USA “Take Back Program” del Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE), luego del cu...
