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Transferencia de calor e hidráulica en reactores nucleares

cnea.tipodocumentoPRESENTACIÓN A EVENTO
dc.contributor.authorParkansky, David Gregorio
dc.date.accessioned2026-07-23T13:28:33Z
dc.date.issued1978
dc.description.abstractEl estudio de la evacuación del calor que se genera en el núcleo de los reactores nucleares, tiene una importancia relevante en el diseño de las centrales nucleares de potencia. Esto es debido a la elevada densidad de potencia y a las consecuencias que pueden derivarse de un accidente por falla de refrigeración. El ritmo de generación de potencia por unidad de volumen en los reactores de las centrales nucleares es muy superior al existente en las centrales convencionales, lo que lleva a condiciones de refrigeración muy exigidas. En las centrales convencionales, un accidente por falla de refrigeración, implica riesgos para la vida humana circunscriptos a la central propiamente dicha. En una central nuclear la destrucción de los elementos combustibles generaría una dispersión de productos de fisión (radioactivos), que, en caso de escapar al medio ambiente, provocarían situación de peligro en un radio mucho mayor. También desde el punto de vista económico las consecuencias serían diferentes. En una central convencional cualquiera sea el daño producido, se puede encarar la reparación en forma inmediata y ponerla nuevamente en servicio en un tiempo limitado. En una central nuclear esta tarea se dificulta por la actividad reinante luego de un accidente, pudiendo resultar un tiempo muy prolongado para la reincorporación al servicio, con las consecuentes pérdidas por la no generación de energía. En el presente informe se analizarán aspectos relativos al diseño térmico del núcleo para condiciones de operación normal; a los accidentes que pueden producirse en la central y como asegurar la refrigeración durante los mismos; y al acople térmico-neutrónico que es de importancia en el control del reactor.
dc.description.institutionalaffiliationFil: Parkansky, David Gregorio Comisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
dc.format.extent27 p.
dc.format.extentapplication/pdf
dc.identifier.cnea08.78.11
dc.identifier.cneaCNEA AC-50/78
dc.identifier.urihttps://nuclea.cnea.gob.ar/handle/20.500.12553/11390
dc.language.ISO639-3spa
dc.publisherComisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
dc.publisherComisión Interamericana de Energía Nuclear
dc.relation.ispartofCurso Latinamericano de ingeniería nuclear orientado a la capacitación básica para la implenetación de programas nucleoeléctricos. Buenos Aires; Argenitna (1978)
dc.rights.accesslevelinfo:eu-repo/semantics/openAccess
dc.rights.licenseCreative Commons Atribución-NoComercial-CompartirIgual 4.0 Internacional
dc.rights.urihttps://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/4.0/
dc.subject.inisCENTRALES NUCLEARES
dc.subject.inisREACTORES REFRIGERADOS POR AGUA
dc.subject.inisCOOLING SYSTEMS
dc.subject.inisELEMENTOS COMBUSTIBLES
dc.subject.inisREACTOR ATUCHA-1
dc.subject.inisREACTOR EMBALSE
dc.subject.inisDISTRIBUCION ESPACIAL
dc.subject.inisACCIDENTE POR DEFECTO DE REFRIGERACION
dc.subject.inisEBULLICION
dc.subject.inisDESECACION
dc.subject.inisNUCLEAR POWER PLANTS
dc.subject.inisWATER COOLED REACTORS
dc.subject.inisCOOLING SYSTEMS
dc.subject.inisFUEL ELEMENTS
dc.subject.inisATUCHA-1 REACTOR
dc.subject.inisEMBALSE REACTOR
dc.subject.inisSPATIAL DISTRIBUTION
dc.subject.inisPOWER-COOLING-MISMATCH ACCIDENTS
dc.subject.inisBOILING
dc.subject.inisDRYOUT
dc.titleTransferencia de calor e hidráulica en reactores nucleares
dc.typeinfo:eu-repo/semantics/conference Object
dc.typeinfo:ar-repo/semantics/documento de conferencia
dc.type.versioninfo:eu-repo/semantics/publishedVersion

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