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light water reactor (LWR): reactor de agua ligera
(ver light water); reactor en el que se utiliza agua
ordinaria (ligera) o una mezcla de agua y vapor
como refrigerante y moderador. Debido a la elevada
sección eficaz de absorción de neutrones del
hidrógeno (H-1), estos reactores precisan uranio
enriquecido como combustible para compensar la
mayor absorción de neutrones en el fluido refrigerante-moderador
con una mayor concentración de
material fisionable, manteniendo así la reacción
autosostenida.
La mayor parte de los reactores de potencia en
operación, de agua a presión (pressurized water
reactor) y de agua en ebullición (boiling water
reactor), son de agua ligera.
liquid metal fast breeder reactor (LMFBR):
reactor rápido reproductor de metal líquido (ver
fast breeder reactor).
material-testing reactor: reactor de prueba de
materiales; reactor nuclear de alto flujo neutrónico,
destinado principalmente a estudiar los efectos
de la radiación en los materiales utilizados en la
industria nuclear.
molten salt reactor: reactor de sales fundidas;
prototipo de reactor con combustible circulante
constituido por una mezcla de sales fundidas de
elementos fisionables.
non-power reactor: reactor de baja potencia
experimental o de investigación; reactor cuyo objetivo
no es la producción de energía eléctrica o calor
ni su aplicación a la propulsión.
nuclear reactor: reactor nuclear; dispositivo en el
que se puede sostener y controlar una reacción
autosostenida de fisión nuclear en cadena. Existen
variados diseños, pero en general todos incluyen el
material fisible o combustible, el moderador (a
menos que la reacción venga provocada por neutrones
rápidos), el reflector para limitar la fuga de
neutrones, sistemas de refrigeración para evacuar
el calor, instrumentos de medida y control y dispositivos
de protección (ver reactor). Se aplica algunas
veces a un dispositivo en el que se puede producir
y controlar una reacción de fusión termonuclear.
Oklo natural reactor: reactor nuclear de Oklo (ver
Oklo natural reactor).
pebble-bed (modular) reactor (PBMR): reactor
(modular) de lecho de bolas; diseño de reactor
nuclear de gas de alta temperatura en el que el
combustible, el moderador y el material fértil están
contenidos en bolas entre las cuales circula el refrigerante,
un gas semi-inerte como helio, nitrógeno
o dióxido de carbono, que mueve directamente la
turbina.
El uranio, torio o plutonio utilizado como combustible
se dispone en forma de material cerámico (óxidos
o carburos) en esferas de grafito (pebble) que
actúa como moderador. El diseño del reactor es tal
que este resulta inherentemente seguro debido al
coeficiente Doppler de temperatura del combustible
(ver fuel temperature coefficient of reactivity).
pool reactor: reactor piscina; reactor en el que los
elementos combustibles se encuentran suspendidos
en una piscina de agua que actúa como reflector,
moderador y refrigerante. Se utilizan en general
para investigación, formación de personal y producción
de isótopos, no para generación eléctrica.
power reactor: reactor de potencia; reactor diseñado
para producir energía, incluyendo los reactores
de producción de energía eléctrica y/o calor y
los de propulsión.
pressure tube reactor: reactor de tubos a presión;
reactor (por ejemplo: reactores de grafito-gas
RBMK y reactores de agua pesada a presión
CANDU) cuyos elementos combustibles se encuentran
confinados en tubos atravesados por el refrigerante
a presión.
pressurized heavy water reactor (PHWR): reactor
de agua pesada (ver heavy water reactor) a presión.
pressurized water reactor (PWR): reactor de
agua a presión (ver Figura R-2: ‘Pressurized Water
Reactor’); diseño de reactor nuclear refrigerado y
moderado por agua ligera a alta presión y en estado
líquido (subenfriada, ver subcooled).
Como combustible utiliza normalmente dióxido de
uranio, UO2 (uranium dioxide), ligeramente enriquecido
(entre el 3 y el 4% aproximadamente en
U-235), en forma de pastillas (pellet) dispuestas en
varillas (fuel rod), con vainas (clad) normalmente de
zircaloy (zircaloy). Las varillas se disponen normalmente
en una matriz cuadrada formando un elemento
combustible (fuel assembly). Un número
variable de elementos combustibles constituyen el
núcleo del reactor (core) situado en el interior de la
vasija a presión (reactor pressure vessel). El control
de la reactividad se realiza mediante barras de control
(control rod) y un absorbente neutrónico disuelto
en el refrigerante/moderador (chemical shim).
El sistema nuclear de generación de vapor (nuclear
steam supply system) de un reactor de agua a presión
consta de dos circuitos hidráulicamente separados:
primario y secundario. El primario incluye típicamente
entre 1 y 4 lazos en paralelo (hasta 6 en
algunos diseños) por los que circula el agua que refrigera
el núcleo. El agua refrigerante a alta presión circula
a través de la vasija del reactor (reactor vessel),
atravesando el núcleo (reactor core) y extrayendo de