Diseño Termohidráulico del Reactor RP-10 con los Elementos Combustibles de U3Si2 en Convección Forzada
Diseño Termohidráulico del Reactor RP-10 con los Elementos Combustibles de U3Si2 en Convección Forzada
Cómo citar
Descargar cita
Mostrar biografía de los autores
Artículos más leídos del mismo autor/a
- Javier Quispe, Agustín Zúñiga, Germán Cáceres, Álvaro Aguirre, Braulio Ticona, Wilder Arévalo, Gianfranco Huaccho, Víctor Viera, Aproximación a crítico del RP-10 durante la puesta en marcha con los elementos combustibles de U3Si2 , Informe Científico Tecnológico: Vol. 17 Núm. 1 (2021): ene - dic
- Víctor Viera, Agustín Zuniga, Javier Quispe, Germán Cáceres, Wilder Arevalo, Braulio Ticona, Alvaro Aguirre, Gianfranco Huaccho, Estimación del flujo neutrónico térmico promedio con elementos combustibles de U3O8 del reactor RP-10 , Informe Científico Tecnológico: Vol. 17 Núm. 1 (2021): ene - dic
- Alvaro Aguirre, Wilder Arevalo, Germán Caceres, Gianftanco Huaccho, Braulio Ticona, Javier Quispe, Agustín Zúñiga, Victor Viera, Benchmark experimental durante la puesta en servicio del RP10 con elementos combustibles de U3Si2 , Informe Científico Tecnológico: Vol. 17 Núm. 1 (2021): ene - dic
- Javier Quispe, Agustín Zúñiga, Germán Cáceres, Álvaro Aguirre, Braulio Ticona, Wilder Arévalo, Gianfranco Huaccho, Víctor Viera, Evaluación neutrónica del coeficiente de realimentación por temperatura en el RP-10 durante la puesta en marcha con los elementos combustibles de U3Si2 , Informe Científico Tecnológico: Vol. 17 Núm. 1 (2021): ene - dic
- Braulio Ticona, Álvaro Aguirre, Germán Cáceres, Wilder Arevalo, Gianfranco Huaccho, Agustín Zuniga, Javier Quispe, Víctor Viera, Cálculo de dosis en una emergencia radiológica en el RP-10 con elementos combustibles de U3Si2 utilizando DOSAC , Informe Científico Tecnológico: Vol. 17 Núm. 1 (2021): ene - dic
- Braulio Ticona, Variación del exceso de reactividad debido al cambio de una caja de irradiación con una caja de irradiación grafitada en la posición H4 del núcleo del reactor RP-10 , Informe Científico Tecnológico: Vol. 13 Núm. 1 (2013): ene-dic
- Álvaro Aguirre, Rubén Bruna, Cálculo de la criticidad en los depósitos de elementos combustibles del reactor nuclear RP-10 , Informe Científico Tecnológico: Vol. 13 Núm. 1 (2013): ene-dic
- Agustín Zúñiga, Emilio Veramendi, Arturo Ramón, Edgar Ovalle, Fernando Ramos, Pedro Canaza, Determinación del tiempo muerto de la cadena de arranque de un reactor nuclear , Informe Científico Tecnológico: Vol. 8 Núm. 1 (2008): ene-dic
- Genaro Rodríguez, Walter Cruz, Álvaro Aguirre, Mario Mallaupoma, Evaluación radiométrica de lodos en la Planta de Tratamiento de Efluentes Cloacales (PTEC) , Informe Científico Tecnológico: Vol. 8 Núm. 1 (2008): ene-dic
El cambio de combustible de óxido de uranio U3O8 por combustible de siliciuro de uranio U3Si2, en el reactor nuclear RP-10, requiere mantener las condiciones de seguridad establecida. El objetivo de esta evaluación fue verificar que todos los límites de seguridad establecidos se cumplen y que los parámetros termohidráulicos mantengan sus valores dentro de los límites cuando el reactor está en operación. El modelo de cálculo termohidráulico en convección forzada, considera el análisis hidráulico con el cual se determina la distribución de flujo de caudal del refrigerante en el núcleo y la determinación de la velocidad del refrigerante en cada canal existente en el núcleo; luego considera el análisis térmico, donde se determina el flujo térmico para condiciones de flujo crítico, el cual produciría daños a la estructura de los elementos combustibles, por esta razón se estable un margen de seguridad igual a 2. También se determina el flujo térmico para el inicio de la ebullición nucleada, de ellos dos se considera el menor valor para definir la potencia máxima de operación del reactor, así como la potencia máxima debe cumplir con los límites de seguridad. La potencia de operación se define a partir de la potencia máxima y se considera el factor de seguridad recomendado para la ebullición nucleada. La potencia de operación es menor que la potencia máxima, por lo tanto, debe cumplir con los límites de seguridad, no optante siempre se realiza la evaluación de los límites de seguridad para potencia de operación. La evaluación termohidráulica se realiza para todas las configuraciones propuestas en la gestión de combustible. Del cálculo se obtiene que los valores de los parámetros termohidráulicos cumplen con los requisitos de seguridad nuclear. Con los resultados obtenidos, se demuestra que los elementos combustibles de siliciuro de uranio cumplen con los criterios de seguridad en las condiciones de operación establecidas en todas las configuraciones de la gestión de combustibles.
Visitas del artículo 318 | Visitas PDF 104
Descargas
