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Mostrando ítems 1-10 de 26
Variación de razón de cadmio y flujo neutrónico en presencia de espesores de bismuto
(Lima, 2002-06)
La presencia de la radiación gamma, como acompañante del haz neutrónico en los conductos de radiación del reactor RP-10, es inevitable e influye siempre que un sistema de registro sea sensible a dicha radiación. El uso ...
Evaluación termohidráulica del núcleo del reactor RP-10 para determinar la máxima potencia
(Lima, 2002-06)
Se ha evaluado los parámetros termohidráulicos del núcleo del reactor RP-10 a partir del canal más exigido térmicamente. Determinación de potencia térmica máxima de operación, considerando los márgenes de seguridad y ...
Mejoras en la determinación del quemado de los elementos combustibles del reactor RP-10 (Núcleos 14 al 24)
(Lima, 2002-07)
La determinación del quemado en un reactor nuclear es sumamente importante desde el punto de vista de la seguridad y la economía neutrónica, es por esta razón que en base a valores mejor determinados de la potencia térmica ...
Generación de pulsos neutrónicos monocromáticos
(2002-06)
La generación de pulsos de neutrones monocromáticos se realizó en el conducto de irradiación N° 2 del reactor nuclear RP-10. Esta experiencia se logró mediante la combinación de dos técnicas: difracción de neutrones y el ...
Colimador de neutrones tipo Soller
(Instituto Peruano de Energía Nuclear, 2002-06)
Un colimador tipo Soller es un gran canal vertical con placas paralelas reflectoras de neutrones, que es usada para la disminución de la divergencia del haz de neutrones que lo atraviesan. Los estudios de transmisión del ...
Caracterización en energía de un haz de neutrones térmicos por difracción
(2002-06)
Se ha obtenido el espectro en energía de uno de los haces de neutrones del reactor nuclear del Perú RP-10, por difracción en un cristal de cobre orientado en los planos (200). El espectro obtenido se ajusta bien a la ...
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 ...
Aplicación del método de espectrometría gamma para determinar el quemado de un elemento combustible del reactor RP-10
(Lima, 2002-06)
En el presente trabajo se describe el método no destructivo de espectrometría gamma y la facilidad experimental prototipo implementado para determinar el quemado de un elemento combustible. El resultado obtenido muestra ...
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 ...