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Título: Evaluación de la tasa de fuga del sistema de contención del reactor nuclear RP-10
Autor: Arrieta, Rolando
Giol, Roberto
Urcia, Agustín
Salazar, Alberto
Félix, José
Canaza, Dionisio
Veramendi, Emilio
Ovalle, Edgard
Zapata, Luis
Ramos, Fernando
Vela, Mariano
Temas: Reactor RP-10
Emergencias
Edificios de contención
Barreras de contención
Sistemas de ventilación
Fecha de publicación: oct-2011
Lugar de publicación: Instituto Peruano de Energía Nuclear
Citación: Arrieta R, Giol R, Urcia A, Salazar A, Félix J, Canaza D, et al. Evaluación de la tasa de fuga del sistema de contención del reactor nuclear RP-10. Informe Científico Tecnológico. 2010; 10:74-79.
Resumen: Se presentan los resultados experimentales de la evaluación para la tasa de fuga de la contención del edificio del reactor nuclear RP-10, bajo condiciones normales de trabajo (luego de una salida abrupta del sistema de ventilación) y en una situación accidental. Los valores encontrados para ambas condiciones son de 54,12 ± 4,16 % y 49,99 ± 3,83 % de volúmenes diarios, respectivamente. Debe especificarse la tasa de fuga de la atmósfera confinada por el sistema de contención a la presión de diseño, teniendo en cuenta todas las penetraciones. Esta tasa de fuga debe ser verificable a la presión de diseño durante las pruebas preliminares y a intervalos periódicos durante la vida útil del reactor. En este último caso, la tasa de fuga deberá ser estimada ya sea con pruebas a la presión de diseño o a presión reducida.
We present experimental results of the evaluation for the rate of leakage of reactor containment building of nuclear RP-10, under normal working conditions (after an abrupt departure from the ventilation system) and an accidental situation. The values for these conditions are: 54,12 ± 4,16 % of daily volumes and 49,99 ± 3,83 % of daily volumes, respectively. You must specify the rate of leakage from the confined atmosphere of the containment system design pressure, taking into account all penetrations. The leakage rate must be verifiable to the design pressure during preliminary testing and at periodic intervals during the reactor lifetime. In the latter case, the leak rate must be estimated with either test the design pressure or reduced pressure.
Identificador digital (URI): http://dspace.ipen.gob.pe/handle/ipen/634
ISSN: 1684-1662
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