Cómo describir las partes y funciones de una central nuclear. El ejercito es el arma mas fuerte

Hay 2 diseños principales en uso hoy PWR y BWR. Hay muchos otros diseños en uso para investigación y demostraciones, pero BWR (Reactores de agua en ebullición) y PWR (Reactores de agua a presión) dominan el mercado comercial de generación de energía.

Reactor de agua a presión (PWR) 277 en funcionamiento en todo el mundo

Este es el tipo más común, con más de 277 en uso para la generación de energía y varios cientos más empleados para la propulsión naval. El diseño de PWR se originó como una planta de energía submarina. Los PWR usan agua ordinaria como refrigerante y moderador. El diseño se distingue por tener un circuito de enfriamiento primario que fluye a través del núcleo del reactor bajo una presión muy alta, y un circuito secundario en el que se genera vapor para impulsar la turbina.

Un PWR tiene conjuntos de combustible de 200-300 barras cada uno, dispuestos verticalmente en el núcleo, y un reactor grande tendría alrededor de 150-250 conjuntos de combustible con 80-100 toneladas de uranio. El agua en el núcleo del reactor alcanza aproximadamente 325 ° C, por lo tanto debe mantenerse a aproximadamente 150 veces la presión atmosférica para evitar que hierva. La presión se mantiene con vapor en un presurizador. En el circuito de enfriamiento primario, el agua también es el moderador, y si algo se convierte en vapor, la reacción de fisión se ralentizará. Este efecto de retroalimentación negativa es una de las características de seguridad del tipo. El sistema de apagado secundario implica agregar boro al circuito primario. El circuito secundario está bajo menos presión y el agua aquí hierve en los intercambiadores de calor, que son generadores de vapor. El vapor impulsa la turbina para producir electricidad, y luego se condensa y regresa a los intercambiadores de calor en contacto con el circuito primario.

Una variación es el reactor de agua pesada presurizada (PHWR) 49 en la Operación Mundial

El diseño del reactor PHWR se ha desarrollado desde la década de 1950 en Canadá como CANDU, y desde 1980 también en India. Los PHWR generalmente usan óxido de uranio natural (0.7% U-235) como combustible, por lo tanto, necesitan un moderador más eficiente, en este caso agua pesada (D2O). El PHWR produce más energía por kilogramo de uranio extraído que otros diseños, pero también produce una cantidad mucho mayor de combustible usado por unidad de salida.

Reactor de agua en ebullición (BWR) 80 en operación en todo el mundo

Este diseño tiene muchas similitudes con el PWR, excepto que solo hay un solo circuito en el que el agua está a una presión más baja (aproximadamente 75 veces la presión atmosférica) para que hierva en el núcleo a aproximadamente 285 ° C. El reactor está diseñado para operar con 12-15% del agua en la parte superior del núcleo como vapor, y por lo tanto con menos efecto moderador y, por lo tanto, eficiencia allí.

Las unidades BWR pueden funcionar en modo de seguimiento de carga más fácilmente que las PWR. El vapor pasa a través de placas más secas (separadores de vapor) por encima del núcleo y luego directamente a las turbinas, que por lo tanto son parte del circuito del reactor. Dado que el agua alrededor del núcleo de un reactor siempre está contaminada con trazas de radionucleidos, esto significa que la turbina debe estar protegida y proporcionar protección radiológica durante el mantenimiento. El costo de esto tiende a equilibrar los ahorros debido al diseño más simple. La mayor parte de la radiactividad en el agua es de muy corta duración.

Un conjunto de combustible BWR comprende 90-100 barras de combustible, y hay hasta 750 conjuntos en el núcleo del reactor, que contienen hasta 140 toneladas de uranio. El sistema de control secundario implica restringir el flujo de agua a través del núcleo para que más vapor en la parte superior reduzca la moderación.

Fukushima es un BWR

Reactor Core para BWR

Otros tres diseños no están cubiertos … solo existen unos pocos

Reactor refrigerado por gas (AGR y Magnox)
Reactor de grafito de agua ligera (RBMK y EGP)
Reactor de neutrones rápido (FBR)

Componentes de un reactor nuclear.

Hay varios componentes comunes a la mayoría de los tipos de reactores:

Combustible El uranio es el combustible básico. Por lo general, los gránulos de óxido de uranio (UO2) se disponen en tubos para formar barras de combustible. Las barras están dispuestas en conjuntos de combustible en el núcleo del reactor. *
Moderador. Material en el núcleo que ralentiza los neutrones liberados de la fisión para que causen más fisión. Generalmente es agua, pero puede ser agua pesada o grafito.
Barras de control. Estos están hechos con material absorbente de neutrones como cadmio, hafnio o boro, y se insertan o extraen del núcleo para controlar la velocidad de reacción o detenerlo.
Refrigerante Un fluido que circula a través del núcleo para transferirle el calor. En los reactores de agua ligera, el moderador de agua funciona también como refrigerante primario. Excepto en los BWR, hay un circuito secundario de refrigerante donde el agua se convierte en vapor.
Recipiente a presión o tubos a presión. Por lo general, un recipiente de acero robusto que contiene el núcleo del reactor y el moderador / refrigerante, pero puede ser una serie de tubos que sostienen el combustible y transportan el refrigerante a través del moderador circundante.
Generador de vapor. Parte del sistema de enfriamiento de los reactores de agua a presión donde el refrigerante primario de alta presión que trae el calor del reactor se utiliza para producir vapor para la turbina, en un circuito secundario. Esencialmente un intercambiador de calor como un radiador de automóvil
Contención. La estructura alrededor del reactor y los generadores de vapor asociados que está diseñado para protegerlo de la intrusión externa y para proteger a los externos de los efectos de la radiación en caso de cualquier mal funcionamiento interno. Suele ser una estructura de hormigón y acero de un metro de espesor.