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Mostrando ítems 1-8 de 8
Estudio de arcillas por Espectroscopia Mössbauer
(Lima, 1982-12)
Se aplica la espectroscopia Mössbauer al estudio de catorce arcillas minerales peruanas procedentes de diversos lugares geográficos y a una cerámica de Pachacamac, sitio arqueológico próximo a Lima. Se han realizado ...
Configuraciones compactas de escisión de los núcleos U-234 y U-236
(Lima, 1982-12)
Se interpretan los resultados experimentales correspondientes al valor máximo de la energía cinética total de la masa de los fragmentos de fisión de los núcleos U-234 y U-236, respectivamente. Para tal propósito se usa un ...
Determinación del ahorro por reflector en una facilidad crítica
(Lima, 1982-12)
Se ha determinado experimentalmente el valor de ahorro por reflector para el agua, en una facilidad nuclear crítica con combustible uranio enriquecido al 90%, a partir de la medición del laplaciano axial del sistema. Se ...
Medición del tiempo de generación de neutrones prontos por los métodos de Feynman y Bennett
(Lima, 1982-12)
En el presente trabajo se reportan las mediciones del tiempo de generación reducido de neutrones prontos (Λ∕β), la constante de decaimiento de los neutrones prontos (α ρ) correspondiente a una reactividad r ($) y la ...
Síntesis de fosfato férrico y marcación por intercambio aniónico con P-32
(Lima, 1982-12)
Se presentan los resultados experimentales de la obtención del Fosfato Ferrico marcado por intercambio isotópico. Para lograr esto, preliminarmente se marco por intercambio aniónico con P-32 una determinada cantidad de ...
Análisis por activación neutrónica de Ag, Ca, Co, K, Mn, Na, P, Th y U en muestras geológicas del Perú
(Lima, 1982-12)
Se ha realizado el análisis de Ag, Ca, Co, K, Mn, Na, P, Th y U empleando técnicas de activación neutrónica, en muestras minerales procedentes del Distrito de Macusani, Departamento de Puno, Perú. El procedimiento experimental ...
Análisis del blindaje de un reactor de 10 MW
(Lima, 1982-12)
Se analiza una configuración de blindaje para un reactor de potencia 10 MW, usando el programa Sabine-3. Se determina la dosis equivalente recibida por el personal que circula en los alrededores del reactor.
Programa de cómputo para el cálculo del accidente de pérdida del refrigerante de un reactor nuclear del tipo piscina
(Lima, 1982-12)
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 ...