ENERG´IA NUCLEAR Y CICLO DE COMBUSTIBLE

ENERGÍA NUCLEAR Y
CICLO DE COMBUSTIBLE
Tema 3: Análisis del factor de
multiplicación. Tipos de reactores
3er Curso. 1er Cuatrimestre
Victor Koerting Wiese y César Queral Salazar
28 de agosto de 2012
Índice general
1. Factor de multiplicación. Fórmula de los 6 factores
1
1.1. Introducción . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
1
1.2. Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de los 6 factores . . . . . . .
2
1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores . . . . . . . . . . . . .
7
2. Tipos de Reactores
16
2.1. Clasificación de los reactores nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.2. Reactores nucleares de agua ligera . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19
i
Índice de figuras
1.1. Ciclo neutrónico. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
5
1.2. Ciclo neutrónico. Ejemplo numérico. . . . . . . . . . . . . . . . . . .
6
1.3. Ciclo neutrónico. Fórmula de los 6 Factores. Ejemplo numérico. . . .
6
1.4. Variación del factor de reproducción con el enriquecimiento. . . . . .
7
1.5. Variación de k∞ con la relación moderador/combustible para varios
tipos de reactor. Caso homogéneo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
8
1.6. Variación de k∞ con la relación moderador/combustible en un reactor
de uranio natural y grafito. Comparación de los casos homogéneo y
heterogéneo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
9
1.7. Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y enriquecimiento en LWR. Comparación de los casos homogéneo y heterogéneo.
9
1.8. Fórmula de kef en función de NM /NU (heterogéneo, enriquecimiento
del 3 %). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
1.9. Fórmula de k∞ en función de NM /NU (heterogéneo, enriquecimiento
del 3 %). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
1.10. Multiplicación infinita y factor de utilización térmica en función
de NM /NU para diversas concentraciones de Boro (heterogéneo, enriquecimiento del 3 %). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
1.11. Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y la concentración de Boro (heterogéneo, enriquecimiento del 3 %). . . . . . . . . 11
1.12. Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y el enriquecimiento (heterogéneo). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
1.13. Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y el diámetro
de las pastillas de combustible (heterogéneo, enriquecimiento del 3 %). 12
2.1. Esquema general de los LWR tipo PWR-W. . . . . . . . . . . . . . . 19
2.2. Esquema general de los LWR tipo BWR. . . . . . . . . . . . . . . . . 19
2.3. Esquema de la contención de los LWR tipo PWR-W. . . . . . . . . . 20
ii
Tema 3. Sección Índice de figuras
2.4. Esquema de la contención de los LWR tipo PWR-KWU. . . . . . . . 21
2.5. Esquema del sistema primario de los LWR tipo PWR-W. . . . . . . . 22
2.6. Esquema de un reactor VVER . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23
2.7. Esquema de la contención de los LWR tipo BWR. . . . . . . . . . . . 23
2.8. Esquema del sistema de refrigeración de un LWR tipo BWR. . . . . . 24
2.9. Esquemas de las vasijas de los BWR y de los ABWR. . . . . . . . . . 25
iii
Índice de tablas
1.1. Valores de los seis factores para distintos reactores . . . . . . . . . . . 13
2.1. Tipos de reactores nucleares. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18
iv
Śección 1
Factor de multiplicación. Fórmula
de los 6 factores
1.1.
Introducción
Para calcular los factores de multiplicación existen diversas teorı́as. La que se va
a analizar en este capı́tulo, que se conoce como la Teorı́a de la Difusión-Edad, no
se utiliza actualmente para el diseño de reactores ya que no permite un cálculo
detallado ni optimizar los diferentes parámetros de diseño del reactor. Actualmente
hay otras teorı́as que dan resultados más precisos. En cambio, la teorı́a de difusiónedad es la que se entiende mejor desde un punto de vista conceptual permitiendo
obtener resultados prácticos con cálculos relativamente sencillos. Esta teorı́a fue
expresamente desarrollada para el cálculo de reactores térmicos.
Este modelo es una forma simplificada de describir el comportamiento de los neutrones dentro de reactores térmicos utilizando los conceptos estudiados anteriormente, y además permite calcular el valor de la k∞ y la kef , ver de qué dependen y
analizar cómo es posible modificar el carácter multiplicativo de un sistema.
1
Tema 3. Sección 1.2. Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de los 6 factores
1.2.
Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de
los 6 factores
Los procesos ligados a los neutrones en un reactor térmico se pueden agrupar de
forma simplificada en seis etapas:
1. Supóngase que se tiene un conjunto de neutrones térmicos, N. Parte de ellos
serán capturados por el combustible y el resto provocarán fisiones, generándose
en cada fisión ν neutrones. El resultado final es que por cada neutrón absorbido
en el combustible, en promedio, se generan η neutrones, de forma que la
población de neutrones ha variado en
N → Nη
siendo el factor de reproducción (térmicos) η el cociente entre el número de
neutrones producido en fisiones térmicas y el número de neutrones absorbidos
en el combustible. Es el mismo parámetro visto en la Sección ??.
η=
número de n10 producidos en fisiones térmicas
número de n10 absorbidos en el combustible
2. El conjunto de neutrones que aparecen en las fisiones está formado por
neutrones rápidos, ver Figura ??. Éstos pueden a su vez generar nuevas fisiones
antes de salir del combustible:
Nη →
Nηǫ
|{z}
=
Nη
|{z}
−
neutrones gen-
neutrones generados
erados en todas
en fisiones térmicas
las fisiones
ǫ−1
Nη
νr − 1
| {z
}
neutrones rápidos absorbidos
que producen nuevas fisiones
ǫ−1
+ Nη
νr
νr − 1
|
{z
}
neutrones generados
en fisiones rápidas
Siendo νr los neutrones producidos en cada fisión rápida (valor medio), ver
Figura ??.
ǫ se denomina factor de fisión rápida, y es el cociente entre el número de
neutrones producidos en todas las fisiones y el número de neutrones producidos
en las fisiones térmicas.
3. De este conjunto de neutrones rápidos algunos pueden fugar del reactor, Fr
(probabilidad de fuga de los neutrones rápidos), permaneciendo ası́:
Pr = 1 − Fr
Por lo tanto, la población neutrónica habrá variado en:
2
Tema 3. Sección 1.2. Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de los 6 factores
Nηǫ → NηǫPr
Pr es la probabilidad de permanencia rápida, que se define como la
probabilidad de que un neutrón rápido no se fugue del reactor.
4. El conjunto de neutrones rápidos que no ha fugado va sufriendo el proceso
de termalización (moderación). En este proceso algunos neutrones alcanzan
nuevamente el combustible sin haberse termalizado del todo, es decir, se
encuentran en la zona energética de las resonancias del U238 . Los neutrones que
tienen esta energı́a tienen una alta probabilidad de ser capturados por núcleos
del U238 (de hecho, el recorrido libre medio es del orden de 0,1 − 1 mm). El
resto de los neutrones se termalizará y la población de neutrones pasará a ser,
NηǫPr → NηǫPr p
p es la probabilidad de escape a la resonancia, que se puede definir
como la probabilidad de que un neutrón no sea capturado en las resonancias
del U238 , o como el cociente entre el número de neutrones rápidos que se han
termalizado y el número de neutrones rápidos que permanecen en el núcleo del
reactor durante la termalización.
p=
n10 rápidos que se han termalizado
n10 rápidos que permanecen en el núcleo del reactor durante la termalización
5. El resto de neutrones continúa la moderación y llega a térmicos. Del conjunto
de neutrones térmicos algunos pueden fugarse, Ft (probabilidad de fuga de
un neutrón térmico), y el resto será absorbido en el reactor (combustible,
moderador, venenos neutrónicos, estructuras):
Pt = 1 − Ft
Por lo tanto, seguirá permaneciendo la siguiente población de neutrones:
NηǫPr p → NηǫPr pPt
Pt se denomina probabilidad de permanencia térmica, y se define como
la probabilidad de que un neutrón termalizado no se fugue del reactor.
6. Los neutrones térmicos que no han fugado pueden ser absorbidos por elementos
del reactor que no son el combustible: moderador, venenos neutrónicos y
estructuras, de forma que al combustible llegan finalmente:
3
Tema 3. Sección 1.2. Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de los 6 factores
NηǫPr pPt → NηǫPr pPt f
f es el factor de utilización térmica. Expresa el cociente entre el número
de neutrones térmicos absorbidos en el combustible y el número de neutrones
térmicos absorbidos en el núcleo.
f=
número de n10 térmicos absorbidos en el combustible
número de n10 térmicos absorbidos en el núcleo
Este conjunto de neutrones térmicos es absorbido en el combustible volviendo
a repetirse el mismo proceso (ciclo neutrónico).
Si se calcula la relación entre los neutrones térmicos finales e iniciales se obtiene el
factor de multiplicación del sistema como,
kef =
Nf inales
NηǫPr pPt f
=
= ηǫPr pPt f
Niniciales
N
A la expresión que permite calcular kef en función de las propiedades del núcleo del
reactor en la teorı́a de la difusión edad se le denomina Fórmula de los 6 Factores,
kef = ηǫPr pPt f
Si el reactor tuviera dimensiones infinitas no podrı́a fugarse ningún neutrón, siendo
su constante de multiplicación,
k∞ = ηǫpf
Ésta expresión se denomina Fórmula de los 4 Factores. La relación entre ambos
parámetros es
kef = k∞ P
Donde P = Pr Pt es la probabilidad de permanencia total.
En las Figuras 1.1, 1.2 y 1.3 se observa todo el proceso de forma gráfica, incluyendo
un ejemplo numérico completo en el último de los casos.
Se debe tener en cuenta que en esta descripción de los procesos que afectan a los
neutrones en un reactor térmico no se han considerado algunas interacciones debido
a que su importancia es despreciable frente al resto,
Interacciones de los neutrones rápidos
4
Tema 3. Sección 1.2. Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de los 6 factores
ˆ Capturas por el U 238 (σc pequeña)
ˆ Fisión y captura en U 235 (aunque las σ son similares a las del U 238 hay
menos núcleos de U 235 )
ˆ Capturas en moderador, vaina y refrigerante (las σc son muy bajas)
Interacciones de los neutrones epitérmicos
ˆ Fisiones del U 235 (despreciables frente al resto de las fisiones)
ˆ Capturas del U 235 (despreciables frente a las del U 238 )
ˆ Capturas en moderador, vaina y refrigerante (las σc son muy bajas)
Figura 1.1: Ciclo neutrónico.
5
Tema 3. Sección 1.2. Factor de multiplicación (Kef ). Fórmula de los 6 factores
Figura 1.2: Ciclo neutrónico. Ejemplo numérico.
Figura 1.3: Ciclo neutrónico. Fórmula de los 6 Factores. Ejemplo numérico.
6
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
1.3.
Análisis de la dependencia de los seis factores
La dependencia principal de cada uno de los factores, una vez seleccionados la
geometrı́a y los distintos materiales para los LWR, es:
η El factor de reproducción depende del enriquecimiento,
η=
Σf
ν
Σc + Σf
Factor de reproducción
neutrones térmicos
2.2
2.1
Factor de reproducción
2
1.9
1.8
1.7
1.6
1.5
1.4
1.3
1.2
0.1
1
10
100
Enriquecimiento (%)
Figura 1.4: Variación del factor de reproducción con el enriquecimiento.
ǫ El factor de fisión rápido, en sistemas de UO2 ligeramente enriquecido y moderado
por agua, depende de la relación de núcleos moderador/combustible,
ǫ≈f
Volumenagua
VolumenUranio
Pr La probabilidad de permanencia de neutrones rápidos depende del tamaño del
reactor,
Pr = f (tamaño)
p La probabilidad de escape a la resonancia depende de la relación entre la superficie
del combustible y su volumen.
7
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
p=f
Superficie
Volumen
Pt La probabilidad de permanencia de neutrones térmicos depende del tamaño del
reactor,
Pt = f (tamaño)
f El factor de utilización térmica depende de la relación de núcleos de moderador/combustible y venenos,
f ≈f
Volumenmoderador, venenos
Volumencombustible
Empleando las expresiones vistas para cada uno de los factores, se puede comprobar
su comportamiento para la variación de las respectivas dependencias en las figuras
que se incluyen a continuación.
Reactor homogéneo. Uranio natural.
1.2
1.1
1
k-infinito
0.9
0.8
0.7
0.6
Moderador H2O
Moderador D2O
Moderador C
0.5
0.4
1
10
100
1000
Nm/Nf
Figura 1.5: Variación de k∞ con la relación moderador/combustible para varios tipos
de reactor. Caso homogéneo.
8
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
Reactor Homogéneo .vs. Heterogéneo
Comb: U natural. Moderador: Grafito
1.4
1.2
K infinito
1
0.8
Homogéneo
Heterogéneo
0.6
0.4
0.2
0
10
100
1000
Nm/Nf
Figura 1.6: Variación de k∞ con la relación moderador/combustible en un reactor
de uranio natural y grafito. Comparación de los casos homogéneo y heterogéneo.
Figura 1.7: Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y enriquecimiento en LWR. Comparación de los casos homogéneo y heterogéneo.
9
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
Figura 1.8: Fórmula de kef en función de NM /NU (heterogéneo, enriquecimiento del
3 %).
Figura 1.9: Fórmula de k∞ en función de NM /NU (heterogéneo, enriquecimiento del
3 %).
10
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
Figura 1.10: Multiplicación infinita y factor de utilización térmica en función de
NM /NU para diversas concentraciones de Boro (heterogéneo, enriquecimiento del
3 %).
Figura 1.11: Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y la concentración de Boro (heterogéneo, enriquecimiento del 3 %).
11
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
Figura 1.12: Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y el enriquecimiento (heterogéneo).
Figura 1.13: Variación de k∞ con la relación moderador/combustible y el diámetro
de las pastillas de combustible (heterogéneo, enriquecimiento del 3 %).
12
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
Reactor
Yankee
Atomic
JEN-1
Desden
EBWR
Douglas
Point
NPD
Vandellos I
Hinkley P
Tipo
PWR
η
2.07
ǫ
1.062
Pr
0.965
p
0.670
Pt
0.966
f
0.732
k∞
1.160
kef
1.118
PWR
BWR
BWR
CANDU
2.044
1.62
2.053
1.196
1.024
1.04
1.036
1.019
0.669
0.977
——-
0.975
0.77
0.815
0.891
0.970
0.997
——-
0.764
0.86
0.652
0.949
1.60
1.12
1.126
1.031
1.06
1.10
—1.00
CANDU
GCR
GCR
1.230
1.253
1.260
1.02
1.05
1.029
0.975
—0.977
0.908
0.842
0.886
0.961
—0.983
0.935
—–
0.923
1.065
—1.059
1.00
1.037
1.00
Tabla 1.1: Valores de los seis factores para distintos reactores
Una vez se han analizado las dependencias que presentan los diferentes términos de
la ecuación de los seis factores, es conveniente conocer los valores reales en reactores
nucleares de distintos tipo. Estos datos se muestran en la tabla 1.1.
235
Problema 1.1 Calcular f y k∞ para una mezcla de U92
y sodio en la cual el uranio
está presente al 1 % en peso. Datos:
Factor de reproducción para reactores rápidos, η = 2,2.
235
Secciones eficaces microscópicas del U92
y el Na23
11 para neutrones rápidos,
1,65 y 0.0008 respectivamente.
Solución. Por definición del factor de utilización térmica, f ,
f=
Σa,U
Σa,U
=
Σa
Σa,U + Σa,S
Siendo Σa,U y Σa,S las secciones eficaces macroscópicas de absorción del uranio y el
sodio respectivamente. Dividiendo el numerador y denominador por Σa,U ,
f=
1
1 + Σa,S /Σa,U
=
1
1 + NS σa,S /NU σa,U
Donde NU y NS son las densidades atómicas del uranio y el sodio. Si ρU y ρS son
el número de gramos de uranio y sodio por cm3 en la mezcla, entonces,
NS
ρS MU
=
·
NU
ρU MS
Donde MU y MS son las masas atómicas en gramos del uranio y el sodio. Como el
1 % de la mezcla es combustible, esto significa que,
13
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
ρU
= 0,01
ρU + ρS
O bien,
ρS
= 99
ρU
Sustituyendo los valores de σa , se calcula el valor de f como,
f −1 = 1 + 99
235 0,0008
·
= 1,49
23
1,65
Es decir,
f = 0,671
El valor de k∞ es, entonces,
k∞ = ηf = 2,2 · 0,671 = 1,48
Como es superior a la unidad, un reactor infinito con esta composición serı́a
supercrı́tico.
Problema 1.2 En el combustible de un reactor nuclear enriquecido al 3 %, se
producen 2,5 neutrones rápidos en cada fisión. Por otra parte, la evolución de 100
neutrones rápidos es la siguiente:
Durante la moderación se pierden 5 neutrones en fugas y 10 en resonancias
238
del U92
.
Se pierden 4 neutrones lentos en fugas durante la difusión.
De los neutrones lentos, 15 se pierden por capturas parásitas de elementos
235
235
estructurales, 18 por capturas del U92
y 7 por capturas del U92
.
235
El resto son absorbidos en la fisión del U92
.
Calcular Kef , K y P (probabilidad de permanencia).
Solución:
14
Tema 3. Sección 1.3. Análisis de la dependencia de los seis factores
Primero se calculan cuántos neutrones rápidos generan los 41 neutrones lentos que
235
han sido absorbidos en la fisión del U92
,
Nrápidos = 41 · 2,5 = 102,5 neutrones rápidos
Con esto se pueden calcular K, Kef y P .
Kef =
102,5
neutrones rápidos producidos
=
= 1,025
neutrones rápidos iniciales
100
K∞ = K =
P =
⇒
supercrı́tico
102,5
neutrones rápidos producidos
=
= 1,126
neutrones absorbidos
91
Kef
1,025
=
= 0,91
K∞
1,126
15
Śección 2
Tipos de Reactores
2.1.
Clasificación de los reactores nucleares
Con el objetivo de ilustrar la importancia de la elección de materiales (estudiado
en el capı́tulo anterior), se describen a continuación las dos opciones posibles para
realizar el diseño de un reactor nuclear. Hay que optar por dos caminos divergentes
para mantener la reacción en cadena de fisión en un reactor:
1. Reactores Rápidos. Para mantener la reacción en cadena se mantiene el espectro neutrónico en la zona rápida, es decir, moderación mı́nima. Además,
es necesario un enriquececimiento alto del combustible en elementos fı́siles
para conseguir un factor de multiplicación superior a la unidad.
Los reactores rápidos, en función del factor de conversión, pueden ser convertidores o reproductores. Ésto es debido a que los neutrones rápidos no se
238
moderan y por tanto, son absorbidos en las resonancias del U92
(material fértil) en mayor medida que si hubiera un moderador (éste termaliza los neutrones
reduciendo las absorciones en la zona de energı́as intermedias).
2. Reactores Térmicos. Para mantener la reacción en cadena se mantiene el espectro neutrónico en la zona térmica , es decir, moderación alta. Además, es
necesario un enriquececimiento bajo o nulo, dependiendo de los materiales
empleados (moderador y refrigerante principalmente).
Clasificándolos en función del factor de conversión los reactores térmicos
pueden ser convertidores o quemadores, siendo muy difı́cil conseguir un reactor
térmico reproductor.
En la Tabla 2.1 se presenta una clasificación de los tipos de reactores nucleares
en función de diversas variables (moderador, quemado, refrigerante, combustible,
enriquecimiento, etc . . . ). En la tabla se pueden relacionar las caracterı́sticas de los
materiales del capı́tulo anterior con el tipo de reactor (rápido, térmico con uranio
16
Tema 3. Sección 2.1. Clasificación de los reactores nucleares
natural, térmico con uranio enriquecido, etc. . . ), además de comparar los valores de
quemados medios, temperatura del refrigerante, potencia especı́fica y rendimiento
térmico de las instalaciones. La tabla está dividida en dos partes:
Parte superior: reactores de potencia comerciales (implantados o en desarrollo).
Parte inferior: reactores experimentales.
17
LWR, VVER
U O2 (3 %)
Zircalloy
Agua
BWR
R. de agua en ebullición
LWR
U O2 (2 - 3 %)
Zircalloy
Agua
PHWR
R. agua pesada a presión
CANDU, HWR
U O2 (0.71 %)
Zircalloy
Agua pesada
CANDU, SGHWR (UK),
HWR, HWLWR
MAGNOX,
UNGG, MGUNGG
U O2 (2 - 3 %)
Zircalloy
Agua pesada
Uranio natural
metálico (0.71 %)
Aleación
de Mg
Grafito
—
U O2 (1.2 - 2.5 %)
Acero
inoxidable
Grafito
HTR
R. refrigerado por gas
a temp. elevada
HTGCR
U O2 (10 %) o
combustible cerámico
Carburo y
silicio
Grafito
THTR
R. de Torio refrigerado
por gas a temp. elevada
—
Óxido de Torio / U
(10 % de U 235 )
Carburo y
silicio
Grafito
Uranio natural o
U O2 (2 %)
Zircalloy
Grafito
LMFR, LMFBR, RAPIDE
R. rápido de metal lı́quido
U O2 y P u239 (25 %)
(produce P u239 )
Acero
inoxidable
No tiene
Experimental
U metálico (2.8 %) o
carburo de U o
mezclas Th / U
—
Grafito
U O2 enriquecido
—
Experimental
U F4
Experimental
Sales de Uranio
enriquecido disuelto
en agua
Uranio natural
BLWR
R. agua ligera en ebullición
CGR
R. refrigerado por gas
AGR
R. avanzado de gas
RMBK
R. de tubos de presión
de gran potencia
FBR
R. reproductor rápido
SGR
R. de sodio y grafito
OCR
R. con refrigerante orgánico
MSR
R. de sales fundidas
HR
R. Homogéneos
HWGCR
R. de agua pesada
refrigerado por gas
LWGR
R. de agua ligera
moderado con grafito
OMR
Experimental
Experimental
320
o
Agua
C, 15 MPa
30.000
38
33 %
204 + 47
285
o
Agua
C, 7.0 MPa
25.000
20
33 %
93
Agua pesada
305 o C, 8.0 MPa
7.000
19
32 %
28
REFRIGERANTE
Temperatura
Presión
280
o
Agua
C, 7.0 MPa
20.000
14
33 %
1
400
o
CO2
C, 1.5 MPa
4.000
3
20-30 %
21
650
o
CO2
C, 4.0 MPa
18.000
15
44 %
14
800
o
He
C, 4.5 MPa
95.000
112
39 %
—
800
o
He
C, 4.5 MPa
95.000
100
39 %
—
Agua
20.000
16.8
30 %
14
100.000
120
42 %
4
Na lı́quido
—
—
—
—
Lı́quidos orgánicos
Lı́quidos orgánicos
—
—
—
—
—
Grafito
Varios fluoruros
—
—
—
—
—
Agua
Agua
—
—
—
—
—
Agua pesada
CO2
—
—
—
—
590
18
Tabla 2.1: Tipos de reactores nucleares.
Na lı́quido
o C, 0.1 MPa
Tema 3. Sección 2.1. Clasificación de los reactores nucleares
PWR
R. de agua a presión
No REACTORES
COMERCIALES
(1998)
MODERADOR
RENDIMIENTO
TÉRMICO
VAINA
POTENCIA
COMBUSTIBLE
(W/g U)
COMBUSTIBLE
QUEMADO
MEDIO
(MWd/t)
OTRAS
DENOMINACIONES
TIPO GENÉRICO
Definición
Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
2.2.
Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.1: Esquema general de los LWR tipo PWR-W.
Figura 2.2: Esquema general de los LWR tipo BWR.
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Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.3: Esquema de la contención de los LWR tipo PWR-W.
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Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.4: Esquema de la contención de los LWR tipo PWR-KWU.
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Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.5: Esquema del sistema primario de los LWR tipo PWR-W.
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Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.6: Esquema de un reactor VVER: LWR tipo PWR con generadores de
vapor horizontales.
Figura 2.7: Esquema de la contención de los LWR tipo BWR.
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Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.8: Esquema del sistema de refrigeración de un LWR tipo BWR.
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Tema 3. Sección 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
ABWR
Figura 2.9: Esquemas de las vasijas de los BWR y de los ABWR.
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