C - Foro Nuclear
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R<br />
– reactor de agua en ebullición (boiling water reactor).<br />
– reactor de agua pesada a presión (pressurized<br />
heavy water reactor).<br />
– reactor de gas de alta temperatura (high temperature<br />
gas reactor).<br />
– reactor reproductor rápido (fast breeder reactor).<br />
advanced boiling water reactor (ABWR): reactor<br />
avanzado de agua en ebullición; diseño avanzado<br />
de reactor de agua en ebullición (boiling<br />
water reactor) de General Electric que, como principales<br />
innovaciones respecto al esquema del reactor<br />
de agua en ebullición habitual incorpora sistemas<br />
de seguridad pasivos y bombas internas de<br />
recirculación (internal recirculation pump, IRP) que<br />
sustituyen a la configuración normal de lazos de<br />
recirculación (recirculation loop) y bombas de chorro<br />
(jet pump).<br />
Es el primer diseño de reactor avanzado del que se<br />
han puesto unidades en operación en el mundo<br />
(Kashiwazaki-Kariwa, en Japón).<br />
advanced CANDU reactor (ACR-1000): reactor<br />
CANDU avanzado; diseño de reactor de AECL<br />
Technologies refrigerado con agua ligera y moderado<br />
con agua pesada, en un circuito separado a<br />
baja presión. Como combustible, utiliza uranio<br />
ligeramente enriquecido (slightly enriched uranium,<br />
SEU), y puede recargarse en operación.<br />
advanced gas cooled reactor (AGR, AGCR):<br />
reactor avanzado refrigerado por gas; diseño evolucionado<br />
del reactor de uranio natural-grafito-gas<br />
o refrigerado por gas (GCR, gas cooled reactor).<br />
Este diseño utiliza grafito como moderador neutrónico<br />
y dióxido de carbono (CO2) como refrigerante.<br />
Opera a una temperatura superior a la de su<br />
predecesor, el reactor refrigerado por gas, para<br />
alcanzar una mayor eficiencia, y utiliza uranio ligeramente<br />
enriquecido en tubos de acero inoxidable<br />
con lo que la frecuencia de recargas disminuye.<br />
Estas se realizan sin necesidad de parar el reactor.<br />
advanced pressurized water reactor (APWR):<br />
reactor avanzado de agua a presión; diseño avanzado<br />
de reactor de agua a presión (pressurized<br />
water reactor) de Westinghouse. Se trata de diseños<br />
de dos lazos, cada uno con una rama caliente<br />
y dos ramas frías, y bombas de refrigerante del reactor<br />
encapsuladas y acopladas en la caja de agua de<br />
salida del generador de vapor. Incorpora también<br />
sistemas de seguridad pasivos. Westinghouse ha<br />
desarrollado dos esquemas de reactor basados en<br />
este diseño, el AP-600 y el AP-1000.<br />
advanced reactor: reactor avanzado; cada uno de<br />
los varios conceptos de reactores en cuyo diseño<br />
358<br />
se incorporan perfeccionamientos derivados de la<br />
experiencia operativa acumulada, nuevos sistemas<br />
pasivos de seguridad intrínseca de gran fiabilidad,<br />
como los accionados por gravedad y los basados<br />
en la circulación natural o convección de fluidos<br />
refrigerantes, y una tecnología avanzada de instrumentación<br />
y control que elimine o mitigue errores<br />
humanos de operación.<br />
Se pretende también una reducción de costes<br />
mediante diseños compactos y modulares, mejor<br />
aprovechamiento del combustible, simplificación<br />
de las operaciones de mantenimiento e incremento<br />
de la vida útil de las centrales hasta los 60 años.<br />
Entre los diseños y las realizaciones en curso cabe<br />
citar el reactor de agua en ebullición avanzado<br />
ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) de General<br />
Electric, primer diseño de reactor avanzado del que<br />
se han puesto unidades en operación en el mundo<br />
(Kashiwazaki-Kariwa, en Japón), el AP-600 y el AP-<br />
1000 (Advanced Passive), reactores de agua a presión<br />
diseñados por Westinghouse, y el reactor europeo<br />
EPR (European Power Reactor), en el que<br />
participan empresas de varios países de la Unión<br />
Europea.<br />
at-reactor: en el reactor; en el emplazamiento de<br />
la central.<br />
bare reactor: reactor (nuclear) sin deflector (ver<br />
core baffle).<br />
boiling water reactor (BWR): reactor de agua en<br />
ebullición (ver Figura R-1: ‘Boiling Water Reactor’);<br />
diseño de reactor nuclear de agua ligera, con uranio<br />
ligeramente enriquecido (2,8% aproximadamente)<br />
en forma de UO2 como combustible, caracterizado<br />
porque las condiciones de presión en el sistema del<br />
refrigerante (en torno a 60 ~ 70 kg/cm 2 ) permiten<br />
que el agua que se usa como refrigerante y moderador<br />
experimente una ebullición generalizada al<br />
atravesar el núcleo, formándose vapor saturado<br />
que, tras atravesar un conjunto de separadores y<br />
secadores en la parte superior de la vasija, sale de<br />
ésta, dirigiéndose a través de las líneas de vapor principal<br />
directamente a impulsar la turbina.<br />
Tras ceder parte de su energía en las distintas etapas<br />
de turbina, el vapor se condensa en un condensador<br />
(ver condenser) a presión subatmosférica,<br />
que cede el calor al sumidero final de calor<br />
(ultimate heat sink), y es impulsado a una serie de<br />
calentadores de agua de alimentación e introducido<br />
de nuevo en la vasija por las bombas de agua<br />
de alimentación.<br />
Este es el esquema más habitual o de ciclo directo<br />
(un único circuito hidráulico) con el cual se elimina<br />
la necesidad y el coste asociado a los intercambia-