ENERGIA NUCLEAR YCICLO DE COMBUSTIBLE
Tema 3: Analisis del factor demultiplicacion. Tipos de reactores
3er Curso. 1
er Cuatrimestre
Victor Koerting Wiese y Cesar Queral Salazar
28 de agosto de 2012
Indice general
1. Factor de multiplicacion. Formula de los 6 factores 1
1.1. Introduccion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de los 6 factores . . . . . . . 2
1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores . . . . . . . . . . . . . 7
2. Tipos de Reactores 16
2.1. Clasificacion de los reactores nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.2. Reactores nucleares de agua ligera . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19
i
Indice de figuras
1.1. Ciclo neutronico. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5
1.2. Ciclo neutronico. Ejemplo numerico. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6
1.3. Ciclo neutronico. Formula de los 6 Factores. Ejemplo numerico. . . . 6
1.4. Variacion del factor de reproduccion con el enriquecimiento. . . . . . 7
1.5. Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible para variostipos de reactor. Caso homogeneo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8
1.6. Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible en un reactorde uranio natural y grafito. Comparacion de los casos homogeneo yheterogeneo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9
1.7. Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y enriquec-imiento en LWR. Comparacion de los casos homogeneo y heterogeneo. 9
1.8. Formula de kef en funcion de NM/NU (heterogeneo, enriquecimientodel 3 %). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
1.9. Formula de k∞
en funcion de NM/NU (heterogeneo, enriquecimientodel 3 %). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
1.10. Multiplicacion infinita y factor de utilizacion termica en funcionde NM/NU para diversas concentraciones de Boro (heterogeneo, en-riquecimiento del 3 %). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
1.11. Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y la concen-tracion de Boro (heterogeneo, enriquecimiento del 3 %). . . . . . . . . 11
1.12. Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y el enriquec-imiento (heterogeneo). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
1.13. Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y el diametrode las pastillas de combustible (heterogeneo, 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 contencion de los LWR tipo PWR-W. . . . . . . . . . 20
ii
Tema 3. Seccion Indice de figuras
2.4. Esquema de la contencion 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 contencion de los LWR tipo BWR. . . . . . . . . . . . 23
2.8. Esquema del sistema de refrigeracion de un LWR tipo BWR. . . . . . 24
2.9. Esquemas de las vasijas de los BWR y de los ABWR. . . . . . . . . . 25
iii
Indice de tablas
1.1. Valores de los seis factores para distintos reactores . . . . . . . . . . . 13
2.1. Tipos de reactores nucleares. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18
iv
Seccion 1
Factor de multiplicacion. Formulade los 6 factores
1.1. Introduccion
Para calcular los factores de multiplicacion existen diversas teorıas. La que se vaa analizar en este capıtulo, que se conoce como la Teorıa de la Difusion-Edad, nose utiliza actualmente para el diseno de reactores ya que no permite un calculodetallado ni optimizar los diferentes parametros de diseno del reactor. Actualmentehay otras teorıas que dan resultados mas precisos. En cambio, la teorıa de difusion-edad es la que se entiende mejor desde un punto de vista conceptual permitiendoobtener resultados practicos con calculos relativamente sencillos. Esta teorıa fueexpresamente desarrollada para el calculo de reactores termicos.
Este modelo es una forma simplificada de describir el comportamiento de los neu-trones dentro de reactores termicos utilizando los conceptos estudiados anterior-mente, y ademas permite calcular el valor de la k
∞y la kef , ver de que dependen y
analizar como es posible modificar el caracter multiplicativo de un sistema.
1
Tema 3. Seccion 1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de los 6 factores
1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de
los 6 factores
Los procesos ligados a los neutrones en un reactor termico se pueden agrupar deforma simplificada en seis etapas:
1. Supongase que se tiene un conjunto de neutrones termicos, N . Parte de ellosseran capturados por el combustible y el resto provocaran fisiones, generandoseen cada fision ν neutrones. El resultado final es que por cada neutron absorbidoen el combustible, en promedio, se generan η neutrones, de forma que lapoblacion de neutrones ha variado en
N → Nη
siendo el factor de reproduccion (termicos) η el cociente entre el numero deneutrones producido en fisiones termicas y el numero de neutrones absorbidosen el combustible. Es el mismo parametro visto en la Seccion ??.
η =numero de n1
0 producidos en fisiones termicas
numero de n10 absorbidos en el combustible
2. El conjunto de neutrones que aparecen en las fisiones esta formado porneutrones rapidos, ver Figura ??. Estos pueden a su vez generar nuevas fisionesantes de salir del combustible:
Nη → Nηǫ︸︷︷︸
neutrones gen-
erados en todas
las fisiones
= Nη︸︷︷︸
neutrones generados
en fisiones termicas
− Nηǫ − 1
νr − 1︸ ︷︷ ︸
neutrones rapidos absorbidos
que producen nuevas fisiones
+ Nηǫ − 1
νr − 1νr
︸ ︷︷ ︸
neutrones generados
en fisiones rapidas
Siendo νr los neutrones producidos en cada fision rapida (valor medio), verFigura ??.
ǫ se denomina factor de fision rapida, y es el cociente entre el numero deneutrones producidos en todas las fisiones y el numero de neutrones producidosen las fisiones termicas.
3. De este conjunto de neutrones rapidos algunos pueden fugar del reactor, Fr
(probabilidad de fuga de los neutrones rapidos), permaneciendo ası:
Pr = 1 − Fr
Por lo tanto, la poblacion neutronica habra variado en:
2
Tema 3. Seccion 1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de los 6 factores
Nηǫ → NηǫPr
Pr es la probabilidad de permanencia rapida, que se define como laprobabilidad de que un neutron rapido no se fugue del reactor.
4. El conjunto de neutrones rapidos que no ha fugado va sufriendo el procesode termalizacion (moderacion). En este proceso algunos neutrones alcanzannuevamente el combustible sin haberse termalizado del todo, es decir, seencuentran en la zona energetica de las resonancias del U238. Los neutrones quetienen esta energıa tienen una alta probabilidad de ser capturados por nucleosdel U238 (de hecho, el recorrido libre medio es del orden de 0,1 − 1 mm). Elresto de los neutrones se termalizara y la poblacion de neutrones pasara a ser,
NηǫPr → NηǫPrp
p es la probabilidad de escape a la resonancia, que se puede definircomo la probabilidad de que un neutron no sea capturado en las resonanciasdel U238, o como el cociente entre el numero de neutrones rapidos que se hantermalizado y el numero de neutrones rapidos que permanecen en el nucleo delreactor durante la termalizacion.
p =n1
0rapidos que se han termalizado
n10rapidos que permanecen en el nucleo del reactor durante la termalizacion
5. El resto de neutrones continua la moderacion y llega a termicos. Del conjuntode neutrones termicos algunos pueden fugarse, Ft (probabilidad de fuga deun neutron termico), y el resto sera absorbido en el reactor (combustible,moderador, venenos neutronicos, estructuras):
Pt = 1 − Ft
Por lo tanto, seguira permaneciendo la siguiente poblacion de neutrones:
NηǫPrp → NηǫPrpPt
Pt se denomina probabilidad de permanencia termica, y se define comola probabilidad de que un neutron termalizado no se fugue del reactor.
6. Los neutrones termicos que no han fugado pueden ser absorbidos por elementosdel reactor que no son el combustible: moderador, venenos neutronicos yestructuras, de forma que al combustible llegan finalmente:
3
Tema 3. Seccion 1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de los 6 factores
NηǫPrpPt → NηǫPrpPtf
f es el factor de utilizacion termica. Expresa el cociente entre el numerode neutrones termicos absorbidos en el combustible y el numero de neutronestermicos absorbidos en el nucleo.
f =numero de n1
0 termicos absorbidos en el combustible
numero de n10 termicos absorbidos en el nucleo
Este conjunto de neutrones termicos es absorbido en el combustible volviendoa repetirse el mismo proceso (ciclo neutronico).
Si se calcula la relacion entre los neutrones termicos finales e iniciales se obtiene elfactor de multiplicacion del sistema como,
kef =Nfinales
Niniciales
=NηǫPrpPtf
N= ηǫPrpPtf
A la expresion que permite calcular kef en funcion de las propiedades del nucleo delreactor en la teorıa de la difusion edad se le denomina Formula de los 6 Factores,
kef = ηǫPrpPtf
Si el reactor tuviera dimensiones infinitas no podrıa fugarse ningun neutron, siendosu constante de multiplicacion,
k∞
= ηǫpf
Esta expresion se denomina Formula de los 4 Factores. La relacion entre ambosparametros es
kef = k∞
P
Donde P = PrPt es la probabilidad de permanencia total.
En las Figuras 1.1, 1.2 y 1.3 se observa todo el proceso de forma grafica, incluyendoun ejemplo numerico completo en el ultimo de los casos.
Se debe tener en cuenta que en esta descripcion de los procesos que afectan a losneutrones en un reactor termico no se han considerado algunas interacciones debidoa que su importancia es despreciable frente al resto,
Interacciones de los neutrones rapidos
4
Tema 3. Seccion 1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de los 6 factores� Capturas por el U238 (σc pequena)� Fision y captura en U235 (aunque las σ son similares a las del U238 haymenos nucleos de U235)� Capturas en moderador, vaina y refrigerante (las σc son muy bajas)
Interacciones de los neutrones epitermicos� Fisiones del U235 (despreciables frente al resto de las fisiones)� Capturas del U235 (despreciables frente a las del U238)� Capturas en moderador, vaina y refrigerante (las σc son muy bajas)
Figura 1.1: Ciclo neutronico.
5
Tema 3. Seccion 1.2. Factor de multiplicacion (Kef). Formula de los 6 factores
Figura 1.2: Ciclo neutronico. Ejemplo numerico.
Figura 1.3: Ciclo neutronico. Formula de los 6 Factores. Ejemplo numerico.
6
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
La dependencia principal de cada uno de los factores, una vez seleccionados lageometrıa y los distintos materiales para los LWR, es:
η El factor de reproduccion depende del enriquecimiento,
η =Σf
Σc + Σf
ν
Factor de reproducciónneutrones térmicos
1.2
1.3
1.4
1.5
1.6
1.7
1.8
1.9
2
2.1
2.2
0.1 1 10 100
Enriquecimiento (%)
Fac
tor
de r
epro
ducc
ión
Figura 1.4: Variacion del factor de reproduccion con el enriquecimiento.
ǫ El factor de fision rapido, en sistemas de UO2 ligeramente enriquecido y moderadopor agua, depende de la relacion de nucleos moderador/combustible,
ǫ ≈ f
(Volumenagua
VolumenUranio
)
Pr La probabilidad de permanencia de neutrones rapidos depende del tamano delreactor,
Pr = f(tamano)
p La probabilidad de escape a la resonancia depende de la relacion entre la superficiedel combustible y su volumen.
7
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
p = f
(Superficie
Volumen
)
Pt La probabilidad de permanencia de neutrones termicos depende del tamano delreactor,
Pt = f(tamano)
f El factor de utilizacion termica depende de la relacion de nucleos de moder-
ador/combustible y venenos,
f ≈ f
(Volumenmoderador, venenos
Volumencombustible
)
Empleando las expresiones vistas para cada uno de los factores, se puede comprobarsu comportamiento para la variacion de las respectivas dependencias en las figurasque se incluyen a continuacion.
Reactor homogéneo. Uranio natural.
0.4
0.5
0.6
0.7
0.8
0.9
1
1.1
1.2
1 10 100 1000
Nm/Nf
k-in
finito
Moderador H2O Moderador D2O Moderador C
Figura 1.5: Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible para varios tiposde reactor. Caso homogeneo.
8
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
Reactor Homogéneo .vs. HeterogéneoComb: U natural. Moderador: Grafito
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
1.2
1.4
10 100 1000
Nm/Nf
K in
finito Homogéneo
Heterogéneo
Figura 1.6: Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible en un reactorde uranio natural y grafito. Comparacion de los casos homogeneo y heterogeneo.
Figura 1.7: Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y enriquecimien-to en LWR. Comparacion de los casos homogeneo y heterogeneo.
9
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
Figura 1.8: Formula de kef en funcion de NM/NU (heterogeneo, enriquecimiento del3 %).
Figura 1.9: Formula de k∞
en funcion de NM/NU (heterogeneo, enriquecimiento del3 %).
10
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
Figura 1.10: Multiplicacion infinita y factor de utilizacion termica en funcion deNM/NU para diversas concentraciones de Boro (heterogeneo, enriquecimiento del3 %).
Figura 1.11: Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y la concen-tracion de Boro (heterogeneo, enriquecimiento del 3 %).
11
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
Figura 1.12: Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y el enriquec-imiento (heterogeneo).
Figura 1.13: Variacion de k∞
con la relacion moderador/combustible y el diametrode las pastillas de combustible (heterogeneo, enriquecimiento del 3 %).
12
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
Reactor Tipo η ǫ Pr p Pt f k∞ kef
Yankee PWR 2.07 1.062 0.965 0.670 0.966 0.732 1.160 1.118
Atomic
JEN-1 PWR 2.044 1.024 0.669 0.975 0.970 0.764 1.60 1.06
Desden BWR 1.62 1.04 0.977 0.77 0.997 0.86 1.12 1.10
EBWR BWR 2.053 1.036 —- 0.815 —- 0.652 1.126 —-
Douglas CANDU 1.196 1.019 —- 0.891 —- 0.949 1.031 1.00
Point
NPD CANDU 1.230 1.02 0.975 0.908 0.961 0.935 1.065 1.00
Vandellos I GCR 1.253 1.05 —- 0.842 —- —– —- 1.037
Hinkley P GCR 1.260 1.029 0.977 0.886 0.983 0.923 1.059 1.00
Tabla 1.1: Valores de los seis factores para distintos reactores
Una vez se han analizado las dependencias que presentan los diferentes terminos dela ecuacion de los seis factores, es conveniente conocer los valores reales en reactoresnucleares de distintos tipo. Estos datos se muestran en la tabla 1.1.
Problema 1.1 Calcular f y k∞
para una mezcla de U23592 y sodio en la cual el uranio
esta presente al 1% en peso. Datos:
Factor de reproduccion para reactores rapidos, η = 2,2.
Secciones eficaces microscopicas del U23592 y el Na23
11 para neutrones rapidos,1,65 y 0.0008 respectivamente.
Solucion. Por definicion del factor de utilizacion termica, f ,
f =Σa,U
Σa
=Σa,U
Σa,U + Σa,S
Siendo Σa,U y Σa,S las secciones eficaces macroscopicas de absorcion del uranio y elsodio respectivamente. Dividiendo el numerador y denominador por Σa,U ,
f =1
1 + Σa,S/Σa,U
=1
1 + NSσa,S/NUσa,U
Donde NU y NS son las densidades atomicas del uranio y el sodio. Si ρU y ρS sonel numero de gramos de uranio y sodio por cm3 en la mezcla, entonces,
NS
NU
=ρS
ρU
·MU
MS
Donde MU y MS son las masas atomicas en gramos del uranio y el sodio. Como el1% de la mezcla es combustible, esto significa que,
13
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
ρU
ρU + ρS
= 0,01
O bien,
ρS
ρU
= 99
Sustituyendo los valores de σa, se calcula el valor de f como,
f−1 = 1 + 99235
23·0,0008
1,65= 1,49
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 composicion serıasupercrıtico.
Problema 1.2 En el combustible de un reactor nuclear enriquecido al 3 %, seproducen 2,5 neutrones rapidos en cada fision. Por otra parte, la evolucion de 100neutrones rapidos es la siguiente:
Durante la moderacion se pierden 5 neutrones en fugas y 10 en resonanciasdel U238
92 .
Se pierden 4 neutrones lentos en fugas durante la difusion.
De los neutrones lentos, 15 se pierden por capturas parasitas de elementosestructurales, 18 por capturas del U235
92 y 7 por capturas del U23592 .
El resto son absorbidos en la fision del U23592 .
Calcular Kef , K y P (probabilidad de permanencia).
Solucion:
14
Tema 3. Seccion 1.3. Analisis de la dependencia de los seis factores
Primero se calculan cuantos neutrones rapidos generan los 41 neutrones lentos quehan sido absorbidos en la fision del U235
92 ,
Nrapidos = 41 · 2,5 = 102,5 neutrones rapidos
Con esto se pueden calcular K, Kef y P .
Kef =neutrones rapidos producidos
neutrones rapidos iniciales=
102,5
100= 1,025 ⇒ supercrıtico
K∞
= K =neutrones rapidos producidos
neutrones absorbidos=
102,5
91= 1,126
P =Kef
K∞
=1,025
1,126= 0,91
15
Seccion 2
Tipos de Reactores
2.1. Clasificacion de los reactores nucleares
Con el objetivo de ilustrar la importancia de la eleccion de materiales (estudiadoen el capıtulo anterior), se describen a continuacion las dos opciones posibles pararealizar el diseno de un reactor nuclear. Hay que optar por dos caminos divergentespara mantener la reaccion en cadena de fision en un reactor:
1. Reactores Rapidos. Para mantener la reaccion en cadena se mantiene el espec-tro neutronico en la zona rapida, es decir, moderacion mınima. Ademas,es necesario un enriquececimiento alto del combustible en elementos fısilespara conseguir un factor de multiplicacion superior a la unidad.
Los reactores rapidos, en funcion del factor de conversion, pueden ser con-vertidores o reproductores. Esto es debido a que los neutrones rapidos no semoderan y por tanto, son absorbidos en las resonancias del U238
92 (material fer-til) en mayor medida que si hubiera un moderador (este termaliza los neutronesreduciendo las absorciones en la zona de energıas intermedias).
2. Reactores Termicos. Para mantener la reaccion en cadena se mantiene el es-pectro neutronico en la zona termica , es decir, moderacion alta. Ademas, esnecesario un enriquececimiento bajo o nulo, dependiendo de los materialesempleados (moderador y refrigerante principalmente).
Clasificandolos en funcion del factor de conversion los reactores termicospueden ser convertidores o quemadores, siendo muy difıcil conseguir un reactortermico reproductor.
En la Tabla 2.1 se presenta una clasificacion de los tipos de reactores nuclearesen funcion de diversas variables (moderador, quemado, refrigerante, combustible,enriquecimiento, etc . . . ). En la tabla se pueden relacionar las caracterısticas de losmateriales del capıtulo anterior con el tipo de reactor (rapido, termico con uranio
16
Tema 3. Seccion 2.1. Clasificacion de los reactores nucleares
natural, termico con uranio enriquecido, etc. . . ), ademas de comparar los valores dequemados medios, temperatura del refrigerante, potencia especıfica y rendimientotermico de las instalaciones. La tabla esta dividida en dos partes:
Parte superior: reactores de potencia comerciales (implantados o en desarrollo).
Parte inferior: reactores experimentales.
17
Tem
a3.
Seccion
2.1.C
lasificacion
de
losreactores
nucleares
TIPO GENERICODefinicion
OTRASDENOMINACIONES
COMBUSTIBLE VAINA MODERADORREFRIGERANTE
TemperaturaPresion
QU
EM
AD
OM
ED
IO(M
Wd/t)
PO
TEN
CIA
CO
MB
UST
IBLE
(W/g
U)
REN
DIM
IEN
TO
TER
MIC
O
No
REA
CT
OR
ES
CO
MER
CIA
LES
(1998)
PWRR. de agua a presion
LWR, VVER UO2 (3 %) Zircalloy AguaAgua
320 o C, 15 MPa30.000 38 33% 204 + 47
BWRR. de agua en ebullicion
LWR UO2 (2 - 3 %) Zircalloy AguaAgua
285 o C, 7.0 MPa25.000 20 33% 93
PHWRR. agua pesada a presion
CANDU, HWR UO2 (0.71 %) Zircalloy Agua pesadaAgua pesada
305 o C, 8.0 MPa7.000 19 32% 28
BLWRR. agua ligera en ebullicion
CANDU, SGHWR (UK),HWR, HWLWR
UO2 (2 - 3 %) Zircalloy Agua pesadaAgua
280 o C, 7.0 MPa20.000 14 33% 1
CGRR. refrigerado por gas
MAGNOX,UNGG, MGUNGG
Uranio naturalmetalico (0.71 %)
Aleacionde Mg
GrafitoCO2
400 o C, 1.5 MPa4.000 3 20-30% 21
AGRR. avanzado de gas
— UO2 (1.2 - 2.5%) Aceroinoxidable
GrafitoCO2
650 o C, 4.0 MPa18.000 15 44% 14
HTRR. refrigerado por gas
a temp. elevada
HTGCR UO2 (10 %) ocombustible ceramico
Carburo ysilicio
GrafitoHe
800 o C, 4.5 MPa95.000 112 39% —
THTRR. de Torio refrigerado
por gas a temp. elevada
— Oxido de Torio / U(10 % de U235)
Carburo ysilicio
GrafitoHe
800 o C, 4.5 MPa95.000 100 39% —
RMBKR. de tubos de presion
de gran potencia
LWGRR. de agua ligera
moderado con grafitoUranio natural o
UO2 (2 %)Zircalloy Grafito Agua 20.000 16.8 30% 14
FBRR. reproductor rapido
LMFR, LMFBR, RAPIDER. rapido de metal lıquido
UO2 y Pu239 (25 %)(produce Pu239)
Aceroinoxidable
No tieneNa lıquido
590 o C, 0.1 MPa100.000 120 42% 4
SGRR. de sodio y grafito
Experimental U metalico (2.8 %) ocarburo de U omezclas Th / U
— Grafito Na lıquido — — — —
OCRR. con refrigerante organico
OMRExperimental
UO2 enriquecido — Lıquidos organicos Lıquidos organicos — — — —
MSRR. de sales fundidas
Experimental UF4 — Grafito Varios fluoruros — — — —
HRR. Homogeneos
Experimental Sales de Uranioenriquecido disuelto
en agua
— Agua Agua — — — —
HWGCRR. de agua pesadarefrigerado por gas
Experimental Uranio natural — Agua pesada CO2 — — — —
Tabla 2.1: Tipos de reactores nucleares.
18
Tema 3. Seccion 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.
19
Tema 3. Seccion 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.3: Esquema de la contencion de los LWR tipo PWR-W.
20
Tema 3. Seccion 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.4: Esquema de la contencion de los LWR tipo PWR-KWU.
21
Tema 3. Seccion 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.5: Esquema del sistema primario de los LWR tipo PWR-W.
22
Tema 3. Seccion 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.6: Esquema de un reactor VVER: LWR tipo PWR con generadores devapor horizontales.
Figura 2.7: Esquema de la contencion de los LWR tipo BWR.
23
Tema 3. Seccion 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
Figura 2.8: Esquema del sistema de refrigeracion de un LWR tipo BWR.
24
Tema 3. Seccion 2.2. Reactores nucleares de agua ligera
ABWR
Figura 2.9: Esquemas de las vasijas de los BWR y de los ABWR.
25
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