Informe Científico Tecnológico del IPEN 1998 - 2001 - Gestion de la ...

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(6) W.L. Woodruff, "RECOEFF Code - New User Friendly Features for Reactivity Coefficient Data", Intra-Laboratory Memo (October 12, 1994, Argonne National Laboratory. (7) W.L. Woodruff, "A User Guide for the Current ANL Version of the PARET Code", RERTR Program, Argonne National Laboratory. (8) J. Deen, Effect of Broad Group Structure upon Reactivity Coefficient Calculations", Intra-Laboratory Memo (November 4, 1994), Argonne National Laboratory. (9) VARI3D Code, Argonne National Laboratory. 10
SIMULACIÓN CON EL CÓDIGO MCNP DEL REACTOR NUCLEAR RP-10 EN SU CONFIGURACIÓN #14, BOC ABSTRACT Lázaro G. (1) glazaro@ipen.gob.pe; Parreño F. (1) fparreno@ipen.gob.pe (1) Departamento de Cálculo, Análisis y Seguridad – IPEN / Lima, Perú 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 RP-0., 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. 1. Introducción En este trabajo se evalúa el exceso de reactividad, a partir del cálculo del Keff, de la configuración nuclear 14 del Reactor RP-10 con todas las barras de control fuera del núcleo. Los cálculos teóricos son realizados para una geometría tridimensional, en conjunto en cada uno de los elementos que constituyen la configuración nuclear de arranque del RP10 #14. Para este propósito se aplica el Método de Monte Carlo con MCNP4B[3]. El modelo de cálculo se valida con mediciones experimentales de la puesta en servicio[5], para cálculos de reactividad y posiciones de crítico, y con cálculos realizados con WIMS CITATION y PUMA Ref. [6]., para el núcleo de arranque del RP10. 2. Cálculo El código MCNP4B[3] fue utilizado con la biblioteca de datos ENDF/B-VI proveído por Los Alamos National Laboratory. En el presente trabajo, los cálculos fueron realizados en una SUN WORKSTATION de 200 MHz. y en una PC de 500 MHz de la DCAS/DGI. 11 3. Modelo de cálculo La geometría utilizada en el modelo de cálculo del presente reporte es descrita en el Progress Report #1[1]., (Fig.[4]; 2,3,4). La configuración nuclear 14 (Fig.1) del RP-10 fue modelada de acuerdo a una configuración real, tal como fue realizado para las configuraciones 6 y 7 del RP-0. Este modelo de cálculo es descrito en el Progress Report #2 [2]. Las secciones eficaces para los nucleidos fueron tomadas desde evaluaciones ENDF/B- VI. En el cálculo, las librerías para el tratamiento térmico S(α,β) fueron usadas para el agua y grafito. Debe tenerse en cuenta que los datos de secciones eficaces en esta biblioteca tienen de referencia los 300 grados Kelvin. Por lo tanto deben generarse datos a la temperatura correspondiente de evaluación experimental para cálculos más precisos, la cual puede asumirse como una fuente de error que será tomada en cuenta y corregida con el código NJOY. Figura 1. Configuración 14 del RP-10. 4. Resultados Se utilizan las tarjetas KCODE (criticidad del sistema) y KSRC (distribución espacial inicial de las fuentes puntuales) para describir la fuente. Los casos fueron evaluados considerando un tamaño de fuente de 5000 historias y 2000 ciclos totales, para determinar el exceso de reactividad con barras extraídas y el exceso teórico (error) de reactividad en posición de crítico.
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Expressing the Uncertainty of NIST
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Una aplicación importante es la co
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PRUEBAS PRELIMINARES DE PRECONCENTR
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I Co/I Ga*[Ga] I Cu/I Ga*[Ga] I Zn/
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ESTANDARIZACIÓN DEL MÉTODO RADIOQ
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Como se puede observar los valores
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3. Ingeniería Nuclear
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measured positions. Note that it va
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AUTOMATIZACIÓN DEL SISTEMA DE MONI
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En cualquier momento el usuario pue
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Con las ecuaciones (3) y (5) podemo
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5. REFERENCIAS Rc mV [1]. Beckurts,
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SISTEMA DE MONITORAJE AMBIENTAL Cun
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RESUMEN SISTEMA DE MONITOREO NEUTR
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3. REFERENCES 1) Banica, Florinel G
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INTRODUCCIÓN IMPLEMENTACIÓN Y EVA
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pH Figura 2. Curva de titulación p
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FUENTES SELLADAS EN PERÚ: AVANCES
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fuentes con todo su blindaje equidi
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Así mismo el programa cuenta con o
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Obteniéndose la constante de evolu
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ABSTRACT NUCLEAR REACTOR SIMULATOR
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The general solution for set (15) t
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SOFTWARE DE ADQUISICIÓN DE TEMPERA
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Asimismo cuenta con herramientas de
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D = y 16 ∑ i= 1 16lwQ A ε k k j
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RESUMEN CONTROL AUTOMÁTICO DE EFLU
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Datos de Entrada Los datos de entra
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THE DIFFERENTIAL PERTURBATIVE METHO
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Definition of the sensitivity probl
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Operando luego de igualar las expre
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COMENTARIOS Este análisis determin
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Análisis estadístico: Regresión
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RESUMEN ANÁLISIS NEUTRÓNICO PARA
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El gráfico 2 muestra el valor de
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Los datos epidemiológicos de preva
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Los resultados experimentales fuero
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CURSOS Primer Curso Nacional sobre
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Aguinaga J. 279 Aguirre A. 100, 102
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