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Mostrando ítems 1-5 de 5
Análisis hidráulico del accidente de pérdida de refrigerante (Loss of Coolant Accident, LOCA) en el reactor RP-10
(Lima, 2002-06)
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 ...
Análisis hidráulico del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo del reactor RP-10
(Lima, 2002-06)
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 ...
Análisis termohidráulico del accidente de pérdida de refrigerante (Loss of Coolant Accident, LOCA) en el reactor RP-10
(Lima, 2002-06)
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 ...
Implementación de monitorización de la potencia del reactor RP-10 por N16 utilizando un detector de INa
(Lima, 2002-06)
Se realizan mediciones con un detector de INa a fin de localizar la posición óptima del detector para la medida de la actividad del N16 y determinar los espectros de energía y de tiempo para la actividad observada. Esto ...
Neutronic calculation of safety parameters for the RP-0 and RP-10 nuclear reactors
(Lima, 2002-06)
Theoretical safety calculations were done with proved codes utilized by the staff of the RERTR program in the HEU to LEU core conversions. The studies were designed to evaluate the reactivity coefficients and kinetics ...