el del este artículo es un subarticle de la energía atómica

Un reactor nuclear es un dispositivo en el cual las reacciones en cadena nuclear se inician, se controlan, y se sostienen a una tarifa constante, en comparación con una bomba nuclear, en la cual la reacción en cadena ocurre en una fracción segundo y es incontrolada causando una explosión.

El uso más significativo de reactores nucleares está como fuente de energía para la generación de que la corriente eléctrica (véase la energía atómica ) y para la energía en alguno envía (véase la propulsión de marina nuclear ). Esto es lograda generalmente por los métodos que implican usar el calor de la reacción nuclear para accionar las turbinas de vapor que allí son también otras aplicaciones menos comunes según lo discutido abajo.

Cómo trabaja

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Los componentes claves comunes a la mayoría de los tipos de las centrales nuclear Asesor del neutrón
Líquido refrigerador
Palancas de mando * recipiente del reactor
Sistemas de enfriamiento Emergency de la base (ECCS)
Sistema protector (RPS) del reactor
Generadores de vapor (no en el BWRs
Edificio de la contención
Bomba del agua de alimentación de la caldera
Turbina de vapor
Generador eléctrico
Condensador

Las centrales térmico convencionales todas tienen una fuente del combustible para proporcionar calor. Los ejemplos son gas, carbón, o aceite. Para una central nuclear, este calor es proporcionado por la fisión nuclear dentro del reactor nuclear. Cuando un núcleo atómico (generalmente Uranium-235 fisible relativamente grande o el Plutonium-239 ) es pegado por un neutrón forma núcleos dos o más pequeños como productos de fisión, lanzando energía y los neutrones en un llamado de proceso la fisión nuclear . Los neutrones entonces accionan la fisión adicional. Y así sucesivamente. Cuando esta reacción en cadena nuclear es controlada, la energía lanzada se puede utilizar para calentar el agua, vapor del producto y para conducir una turbina que genere electricidad. Debe ser observado que un explosivo nuclear implica una reacción en cadena incontrolada, y el índice de fisión en un reactor no es capaz de alcanzar suficientes niveles para accionar una explosión nuclear (incluso si las reacciones de la fisión crecientes a un punto de ser fuera del control, él el derretimiento el montaje del reactor algo que formar una explosión nuclear). El uranio enriquecido es de uranio en cuál se ha aumentado la composición del por ciento de uranium-235 de el del uranio encontrado en naturaleza. El uranio natural es solamente 0.72% uranium-235, con el resto siendo sobre todo el Uranium-238 (99.2745%) y una fracción minúscula es el Uranium-234 (0.

Tipos de reactor

Clasificaciones

Se proporcionan los reactores nucleares son clasificados por varios métodos, una breve reseña de estos esquemas de clasificación.

Clasificación por tipo la reacción nuclear

Fisión nuclear . La mayoría de los reactores, y todo el anuncio publicitario unos, se basan en la fisión nuclear. Utilizan generalmente el uranio como combustible, pero la investigación sobre usar el torio está en curso (por ejemplo el reactor líquido del fluoruro). Este artículo asume que la tecnología es fisión nuclear a menos que esté indicada de otra manera. Los reactores de la fisión se pueden dividir áspero en dos clases, dependiendo de la energía de los neutrones que se utilizan para sostener la reacción en cadena de fisión: El uso de los reactores termales lento o el termal la mayoría de los reactores de energía de los neutrones es de este tipo. Éstos son caracterizados por los materiales del asesor del neutrón que los neutrones lentos hasta que se acerquen a la energía cinética media de las partículas circundantes, es decir, hasta que sean termalizados . Los neutrones termales tienen una probabilidad lejos más alta de fissioning uranium-235, y una probabilidad más baja de la captura por uranium-238 que los neutrones más rápidos que resultan de la fisión. Así como el asesor, los reactores termales tienen combustible (material fisionable), contenciones, recipientes del reactor, blindar, e instrumentación para supervisar y de controlar los sistemas del reactor.
Los neutrones de energías intermedias son menos útiles porque el Plutonium-239 tiene un alto cociente de la sección representativa de la captura contra la sección representativa de la fisión en estas energías, deteriorando economía de neutrón. El Uranium-233 tiene cocientes bajos de la captura/fisión a través del espectro de energía del neutrón, así que el ciclo del torio puede utilizar energías del neutrón intermedio.
Neutrones rápidos del uso de los reactores del neutrón rápido para sostener la reacción en cadena de fisión. Son caracterizados por una ausencia del material de moderación . La iniciación de la reacción en cadena requiere el uranio enriquecido (y/o el enriquecimiento con plutonio 239 ), debido a la probabilidad más baja fissioning U-235, y a una probabilidad más alta de la captura por el U-238 (con respecto a un neutrón termal moderada, ). Los reactores rápidos tienen el potencial para producir menos basura transuránica porque todas las actinidas son fisionables con los neutrones rápidos, pero son más difíciles de construir y más costoso funcionar. Los reactores totales, rápidos son menos comunes que los reactores termales en la mayoría de los usos. Algunos las centrales eléctricas tempranas eran reactores rápidos, al igual que algunas unidades navales rusas de la propulsión. La construcción de prototipos está continuando (véase el criador rápido o los reactores de la generación IV).
Fusión nuclear . La energía de fusión es una tecnología experimental, generalmente con el hidrógeno como combustible. Mientras que no no actual es conveniente para la producción de energía, fusors de Farnsworth-Hirsch se utilizan para producir la radiación de neutrón .
Decaimiento radiactivo . Los ejemplos incluyen los generadores termoeléctricos del radioisótopo y las baterías atómicas, que generan calor y energía explotando decaimiento radiactivo pasivo.

Clasificación por el material del asesor

Utilizado por los reactores termales.
El grafito moderó los reactores
Reactores moderados por agua Reactores de agua pesada
Reactores moderados por agua ligeros (LWRs). Los reactores de agua ligera utilizan el agua ordinaria para moderar y para refrescar los reactores. Cuando en las temperaturas de funcionamiento si la temperatura del agua aumenta, su densidad cae, y pocos neutrones que pasan con ella se retardan bastante para accionar otras reacciones. Esa regeneración negativa estabiliza la tarifa de la reacción. Los reactores del grafito y de agua pesada tienden a ser termalizados más a fondo que los reactores de agua ligera. Debido a la termalización adicional, estos tipos pueden utilizar el combustible del uranio natural /unenriched.
El elemento ligero moderó los reactores. Estos reactores son moderados por Lithium o el berilio. Los reactores (MSRs) de la sal fundida son moderados por los elementos ligeros tales como Li o sean, que son componentes de las sales LiF y BeF2 de la matriz del líquido refrigerador/del combustible.
Reactores refrigerados por metal líquido tal como uno cuyo líquido refrigerador en una mezcla de plomo y de bismuto, puede utilizar BeO como asesor.

Clasificación por el líquido refrigerador

Reactor refrigerado por agua Reactor de agua a presión (PWR) Una característica primaria de PWRs es un presurizador, un recipiente del reactor especializado . La mayoría del PWRs comercial y de los reactores navales utilizan los presurizadores. Durante la operación normal, un presurizador es llenado parcialmente con agua, y una burbuja del vapor es mantenida sobre ella calentando el agua con los calentadores sumergidos. Durante la operación normal, el presurizador está conectado con el recipiente del reactor primario de reactor (RPV) y el " del presurizador; bubble" proporciona un espacio de la extensión para los cambios en volumen del agua en el reactor. Este arreglo también proporciona medios del control de presión para el reactor aumentando o disminuyendo la presión del vapor en el presurizador usar los calentadores del presurizador. Los presurizadores se pueden aislar del recipiente del reactor de reactor durante mantenimiento o pruebas especial.
Canales a presión. el Canal-tipo reactores se puede reaprovisionar de combustible bajo carga.
Reactor de agua hirvienda (BWR) BWRs es caracterizado por el agua hirvienda alrededor de las barras de combustible en la porción más baja de recipiente del reactor primario de reactor. Durante la operación normal, el control de presión es logrado controlando la cantidad de vapor que fluye del recipiente del reactor de reactor a la turbina.
Piscina-tipo reactor
Reactor refrigerado por metal líquido . Puesto que el agua es asesor, no puede ser utilizada como líquido refrigerador en un reactor rápido. Los líquidos refrigeradors de metal líquido han incluido el sodio, NAK, plomo, Llevar-bismuto eutéctico, y en reactores tempranos, Mercury (elemento) . Reactor rápido Sodium-cooled
Reactor rápido refrescado plomo
Los reactores enfriados por gas son refrescados por un gas inerte de circulación, generalmente helio . El nitrógeno y el dióxido de carbono también se han utilizado. La utilización del calor varía, dependiendo del reactor. Algunos reactores funcionan bastante caliente que el gas puede accionar directo una turbina de gas. Más viejos diseños funcionan con generalmente el gas a través de un cambiador de calor para hacer el vapor para una turbina de vapor.
Los reactores (MSRs) de la sal fundida son refrescados circulando una sal fundida, típicamente una mezcla eutéctica de las sales del fluoruro, tales como LiF y BeF2. En un MSR típico, el líquido refrigerador también se utiliza una matriz en la cual se disuelva el material fisible.

Clasificación por la generación

Reactor de la generación I
Reactor de la generación II
Reactor de la generación III
Reactor de la generación IV

Clasificación por la fase de combustible

El sólido aprovisionó de combustible
El líquido aprovisionó de combustible
aprovisionado de combustible gas

Clasificación por uso

Electricidad Centrales eléctricas el *Propulsion, ve la propulsión nuclear
Propulsión de marina nuclear
Varias formas propuestas de la propulsión de Rocket
Otras aplicaciones del calor Desalación
Calor para la calefacción doméstica e industrial
Producción del hidrógeno para el uso en una economía del hidrógeno
Reactores de producción para la transmutación de elementos Los reactores generadores rápidos de los reactores generadores son capaces de enriquecer el uranio durante la reacción en cadena de fisión (convirtiendo el fértil U-238 a Pu-239) que permite que un reactor rápido operacional genere más material fisible que consume. Así, un reactor generador, una vez que funciona, se puede reaprovisionar de combustible con el el uranio agotado natural de o aún.

Crear los isótopos radiactivos del vario tal como americio para el uso en los detectores de humos y cobalt-60, molybdenum-99 y otros, usados para la proyección de imagen y el tratamiento médico.
Producción de materiales para las armas nucleares tal como plutonio para armamento
Proporcionando una fuente de la radiación de neutrón y radiación (e. análisis por activación de neutrón del positrón y datación del Potasio-argón)
Reactores de investigación : Típicamente reactores usados para la investigación y el entrenamiento, la prueba de materiales, o la producción de radioisótopos para la medicina y la industria. Éstos son mucho más pequeños que los reactores de energía o esas naves que propulsan, y muchos están en campus universitarios. Hay cerca de 280 tales reactores que funcionan, en 56 países. Algunos funcionan con el combustible de uranio alto-enriquecido, y esfuerzos internacionales están en curso substituir el combustible ligeramente enriquecido.

Tecnologías actuales

Hay dos tipos de energía atómica en uso actual:

el reactor de la fisión nuclear produce calor con una reacción en cadena nuclear controlada en una masa crítica fisible material.
todo actual que las centrales nuclear son los reactores críticos de la fisión, que son el foco de este artículo. La salida de los reactores de la fisión es controlable. Hay varios subtipos de los reactores críticos de la fisión, que se pueden clasificar como la generación I, la generación II y generación III . Todos los reactores serán comparados al reactor de agua a presión (PWR), como ése es el diseño moderno estándar del reactor. ;

de los reactores de agua a presión (PWR) del A. : Éstos son reactores refrescados y moderados por (incluso en las temperaturas extremas) el agua líquida de alta presión. Son la mayoría de reactores actuales, y generalmente se consideran la tecnología más segura y más confiable actual del despliegue del gran escala, aunque el tres Mile Island (sabido para el accidente de Harrisburg) sea un reactor de este tipo. Esto es un diseño del reactor del neutrón termal, el más nuevo cuyo son el reactor de agua a presión avanzado y el reactor a presión europeo . Los reactores navales de Estados Unidos son de este tipo. ;

de los reactores de agua hirvienda del B. (BWR) : Éstos son reactores refrescados y moderados por el agua, bajo presión levemente más baja. El agua se permite hervir en el reactor. La eficacia termal de estos reactores puede ser más alta, y pueden ser más simples, e incluso potencialmente más estable y seguro. Estos reactores componen un porcentaje substancial de reactores modernos. Esto es un diseño del reactor del neutrón termal, el más nuevo cuyo son el reactor de agua hirvienda avanzado y el reactor de agua hirvienda simplificado económico . presurizó el reactor de agua pesada (PHWR) : Un diseño canadiense, (conocido como CANDU ) estos reactores es el de agua pesada - refrescado y - los reactores de agua a presión moderados. En vez de usar un solo recipiente del reactor grande como en un PWR, el combustible se contiene en centenares de tubos de presión. Estos reactores se aprovisionan de combustible con el uranio natural y son diseños del reactor del neutrón termal. PHWRs se puede reaprovisionar de combustible mientras que en los plenos poderes, que los hace muy eficientes en su uso del uranio (permite control exacto del flujo en la base). CANDU PHWR se han construido en Canadá, el la Argentina, el China, el la India (pre-NPT), el Paquistán (pre-NPT), el Rumania, y el Sur Corea . La India también funciona un número de PHWR, a menudo llamados los “CANDU-derivados”, construidos después de la prueba sonriente 1974 del arma nuclear de Buddha . ;

de la D. Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy (reactor) del canal del poder más elevado ( RBMK ) : Un diseño de Unión Soviética, construido para producir el plutonio así como energía. RBMKs es refrigerado por agua con un asesor del grafito . RBMKs es en algún sentido similar a CANDU en que son En-Carga reaprovisionable y emplean un diseño del tubo de presión en vez de un recipiente del reactor del PWR-estilo. Sin embargo, desemejante de CANDU son muy inestable y demasiado grande tener edificios de la contención el hacer de ellos peligrosos en el caso de un accidente. Una serie de defectos críticos de la seguridad también se ha identificado con el diseño de RBMK, aunque algunos de éstos fueron corregidos después del accidente de Chernobyl. Los reactores de RBMK se consideran generalmente uno de los diseños más peligrosos del reactor funcionando. La planta de Chernobyl tenía cuatro reactores de RBMK.

avanzado (GCR) del reactor enfriado por gas y del reactor enfriado por gas (AGCR) : Éstos son generalmente grafito moderado y el CO₂ refrescado. Pueden tener una alta eficacia termal comparada con PWRs debido a temperaturas de funcionamiento más altas. Hay un número de reactores del funcionamiento de este diseño, sobre todo en el Reino Unido, en donde el concepto fue desarrollado. Más viejos diseños (es decir estaciones de Magnox ) se cierran o estarán en un futuro próximo. Sin embargo, el AGCRs tiene una vida anticipada de 10 a 20 años más. Esto es un diseño del reactor del neutrón termal. Los costes del desarme pueden ser arriba debido a de gran capacidad del núcleo del reactor.

; Reactor generador rápido (LMFBR) líquido del metal del F. : Éste es un diseño del reactor que es refrescado por el metal líquido, total unmoderated, y produce más combustible que consume. Estos reactores pueden funcionar como un PWR en términos de eficacia, y no requieren mucha contención de alta presión, pues el metal líquido no necesita ser guardado en la alta presión, incluso en mismo las temperaturas altas. El Superphénix en Francia era un reactor de este tipo, al igual que el Fermi-Yo en los Estados Unidos. El reactor de Monju en Japón sufrió un escape del sodio en 1995 y es aprobado para el recomenzar en 2008. Los tres usos/utilizaron el sodio líquido . Estos reactores son el neutrón rápido, diseños del neutrón no termal. Estos reactores vienen en dos tipos:

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refrescado plomo :: Usar el plomo como el metal líquido proporciona blindar de radiación excelente, y permite la operación en mismo las temperaturas altas. También, el plomo es (sobre todo) transparente a los neutrones, así que pocos neutrones se pierden en el líquido refrigerador, y el líquido refrigerador no llega a ser radiactivo. Desemejante del sodio, el plomo es sobre todo inerte, tan hay menos riesgo de explosión o de accidente, pero tales granes cantidades de plomo pueden ser problemáticas desde puntos de vista de la toxicología y de la disposición. Un reactor de este tipo utilizaría a menudo una mezcla eutéctica del Llevar-bismuto . En este caso, el bismuto presentaría algunos problemas de menor importancia de la radiación, pues no está absolutamente como transparente a los neutrones, y se puede convertir a un isótopo radiactivo más fácilmente que el plomo.

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refrescado sodio :: La mayoría del LMFBRs es de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y de trabajar con, y también maneja prevenir realmente la corrosión en las varias piezas del reactor sumergidas en él. Sin embargo, el sodio estalla violentamente cuando está expuesto al agua, así que el cuidado debe ser tomado, pero tales explosiones no serían sumamente más violentas que (por ejemplo) un escape del líquido sobrecalentado de un SCWR o PWR.

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acuoso del reactor homogéneo del G. El generador termoeléctrico del radioisótopo produce calor con el decaimiento radiactivo pasivo.

: Algunos generadores termoeléctricos del radioisótopo se han creado para accionar puntas de prueba de espacio (por ejemplo, la punta de prueba de Cassini ), algunos faros en el anterior Unión Soviética, y algunos marcapasos. La salida de calor de estos generadores disminuye con tiempo; el calor se convierte a la electricidad que utiliza el efecto termoeléctrico .

Reactores avanzados

Más que diseños de los docena reactores avanzados están en varias etapas del desarrollo. Algunos son evolutivos PWR, BWR y los diseños PHWR arriba, algunos son salidas más radicales. El anteriores incluyen el reactor de agua hirvienda avanzado (ABWR), dos cuyo ahora están funcionando con otros están bajo la construcción, y unidades seguras previstas ESBWR pasivo y AP1000 (véase el programa de la energía atómica 2010).
El reactor rápido integral fue construido, probado y evaluado durante los años 80 y después retirado bajo administración Clinton en los años 90 debido a las políticas de la no proliferación nuclear de la administración. El reciclaje del combustible pasado es la base de su diseño y por lo tanto produce solamente una fracción de la pérdida de reactores actuales.
Se diseña el reactor, un reactor enfriado por gas de alta temperatura (HTGCR) de la cama de guijarro, así que las temperaturas altas reducen salida de energía por el Doppler que ensancha de la sección representativa de neutrón del combustible. Utiliza los combustibles de cerámica así que sus temperaturas de funcionamiento seguras exceden la gama de temperaturas de la energía-reducción. La mayoría de los diseños son refrescados por el helio inerte, que no puede tener explosiones del vapor, y que no absorbe fácilmente los neutrones y llegar a ser radiactivo, o disolver los contaminantes que pueden llegar a ser radiactivos. Los diseños típicos tienen más capas (hasta 7) de contención pasiva que los reactores de agua ligera (generalmente 3). Una característica única que pudo ayudar a seguridad es que las combustible-bolas forman realmente el mecanismo de la base, y se substituye uno a uno pues envejecen. El diseño del combustible hace el nuevo tratamiento del combustible costoso.
El SSTAR, alameda del S, S ealed, T ransportable, eactor utonomous del R A se está investigando y se está desarrollando sobre todo en los E., previstos como reactor generador rápido que sea pasivo seguro y podría ser cerrado remotamente en caso de que se presente la suspicacia que se está tratando de forzar con.
El limpio y ambientalmente el reactor avanzado seguro (CAESAR) es un concepto del reactor nuclear que utiliza el vapor como asesor - este diseño todavía está en el desarrollo.
Los reactores subcríticos se diseñan para ser más seguros y más estables, pero plantean un número de ingeniería y de dificultades económicas. Un ejemplo es el amplificador de la energía.
El torio basó los reactores. Es posible convertir Thorium-232 en U-233 en los reactores diseñados especialmente para el propósito. De esta manera, el torio, que es más abundante que el uranio, se puede utilizar para criar el combustible nuclear U-233. U-233 también se cree para tener características nucleares favorables con respecto a U-235 tradicionalmente usado, incluyendo una mejor economía de neutrón y una producción más baja de basura transuránica de largo viva.

El avanzó el reactor de agua pesada - un reactor de energía atómica de agua pesada propuesto que será el diseño de la generación siguiente del tipo de PHWR. Bajo desarrollo en el centro de investigación atómico de Bhabha (BARC).
KAMINI - un reactor único usar el isótopo Uranium-233 para el combustible. Construido por el torio de las aplicaciones de BARC y IGCAR .
La India también está construyendo una escala más grande FBTR o el reactor del torio del criador rápido para enjaezar la energía con el uso del torio.

Reactores de la generación IV

Los reactores de la generación IV son un sistema de diseños teóricos del reactor nuclear que son investigados actual. No se espera que estos diseños generalmente estén disponibles para la construcción comercial antes de 2030. Los reactores actuales en funcionamiento en todo el mundo generalmente se consideran los sistemas second- o de tercera generación, con los sistemas de primera generación que son retirados hace algún tiempo. La investigación en estos tipos de reactor fue comenzada oficialmente por el foro del International de la generación IV (GIF) basado en ocho metas de la tecnología. Las metas fundamentales que son mejorar seguridad nuclear, mejoran resistencia de la proliferación, reducen al mínimo la utilización del recurso inútil y natural, y disminuir el coste para construir y para dirigir tales plantas.
reactor rápido enfriado por gas
Reactor rápido refrescado plomo
Reactor de la sal fundida
Reactor rápido Sodium-cooled
Reactor supercrítico del agua
Reactor muy de alta temperatura

Reactores de la generación V+

Diseña que son teóricamente posibles, pero que no se están considerando ni se están investigando activamente actualmente. Aunque tales reactores se podrían construir con tecnología de la corriente o del próximo trimestre, accionan poco interés por razones de la economía, el sentido práctico, o la seguridad.
Reactor de cono de metal líquido. Un reactor nuclear de cono de metal líquido del lazo cerrado, donde está uranio el material fisible fundido refrescado por un gas de trabajo bombeado adentro a través de los agujeros en la base del recipiente de la contención.
Reactor de la base del gas. Una versión del lazo cerrado del cohete nuclear de la bombilla, donde está uranio-hexafluorudo el material fisible gaseoso contenido en un recipiente de la silicona fundida. Un gas de trabajo (tal como hidrógeno) fluiría alrededor de este recipiente y absorbería la luz UV producida por la reacción. En teoría, usar UF₆ como combustible de trabajo (algo que como etapa a una, como ahora se hace) significaría directo costes más bajo de elaboración, y los reactores muy pequeños. En la práctica, funcionar con un reactor en tales densidades del poder más elevado produciría probablemente flujo de neutrón inmanejable.
Reactor del EM de la base del gas. Como en el reactor de la base del gas, pero con los órdenes fotovoltaicos que convierten la luz UV directo a la electricidad.
Reactor del fragmento de fisión

Reactores de fusión

La fusión nuclear controlado se podría en principio utilizar en plantas de la energía de fusión para producir energía sin las complejidades de manejar las actinidas, pero sigue habiendo los obstáculos científicos y técnicos significativos. Se han construido varios reactores de fusión, pero ningunos tienen hasta ahora energía más termal “producida” que la energía eléctrica consumida. A pesar de la investigación que comienza en los años 50, no se espera ningún reactor de fusión comercial antes de 2050. El proyecto del ITER está llevando actual el esfuerzo para comercializar energía de fusión.

Ciclo del combustible nuclear

considera también:

l ciclo del combustible nuclear Los reactores termales dependen generalmente del uranio enriquecido refinado y . Algunos reactores nucleares pueden funcionar con una mezcla de plutonio y de uranio (véase el MOX ). El proceso por el cual el mineral de uranio es minado, procesado, enriquecido, utilizado, posiblemente nuevo y dispuesto se conoce como el ciclo del combustible nuclear .

Debajo del 1% del uranio encontró en naturaleza es el isótopo fácilmente fisionable U-235 y consecuentemente la mayoría de los diseños del reactor requieren el combustible enriquecido. El enriquecimiento implica el aumentar del porcentaje de U-235 y se hace generalmente por medio de la difusión gaseosa o de la centrifugadora del gas. El resultado enriquecido entonces se convierte en el polvo de uranio del dióxido, que se presiona y se enciende en forma de la pelotilla. Estas pelotillas se apilan en los tubos que entonces se sellan y las barras de combustible llamadas muchas de estas barras de combustible se utilizan en cada reactor nuclear.

La mayoría de los reactores comerciales del BWR y del PWR utilizan el uranio enriquecido al cerca de 4% U-235, y algunos reactores comerciales con una alta economía de neutrón no requieren el combustible ser enriquecidos en absoluto (es decir, pueden utilizar el uranio natural). Según el Organismo Internacional de la Energía Atómica hay por lo menos 100 reactores de investigación en el mundo que utilizan uranio alto enriquecido, para armamento (enriquecimiento del 90%) como su combustible. Debido a el riesgo de hurto de este combustible, que se podría potencialmente dar vuelta en un arma nuclear sin dificultad insuperable, ha habido durante muchos años muchas campañas a intentar convertir los reactores de este tipo al funcionamiento en el uranio ligeramente enriquecido que las actitudes menos de una amenaza directa de la proliferación.

Debe ser observado que U-235 fisionables y U-238 non-fissionable ambos están utilizados en el proceso de la fisión. U-235 es fisionable por (es decir) los neutrones de movimiento lento termales. Un neutrón termal es uno que es velocidad casi igual móvil como los átomos alrededor de él. Puesto que todos los átomos vibran proporcional a su temperatura absoluta, un neutrón termal tiene la mejor oportunidad a la fisión U-235 cuando se está moviendo a esta misma velocidad vibratoria. Por una parte, U-238 es más probable capturar un neutrón cuando el neutrón se está moviendo muy rápidamente. Este átomo U-239 pronto decaerá en plutonium-239, que es otro combustible. Pu-239 es un combustible viable y debe ser explicado incluso cuando se utiliza un combustible del uranio alto enriquecido. Las fisiones del plutonio dominarán las fisiones U-235 en algunos reactores, especialmente después de que el cargamento inicial de U-235 está pasado. El plutonio es fisionable con los neutrones rápidos y termales, que le hacen el ideal para los reactores nucleares o las bombas nucleares.

La mayoría de los diseños del reactor en existencia son reactores termales y utilizan típicamente el agua como asesor del neutrón (el asesor significa que retrasa el neutrón a una velocidad termal) y como líquido refrigerador. Pero en un reactor generador rápido, una cierta otra clase de líquido refrigerador se utiliza que no moderará ni retardará los neutrones abajo de mucho. Esto permite a los neutrones rápidos dominar, que se pueden utilizar eficazmente para llenar constantemente el suministro de combustible. Simplemente colocando el uranio barato unenriched en tal base, el U-238 non-fissionable será dado vuelta en Pu-239, " breeding" combustible.

El aprovisionar de combustible de reactores nucleares

La cantidad de energía en el depósito del combustible nuclear se expresa con frecuencia en términos de " días full-power, " cuál es el número de períodos de 24 horas (días) un reactor se programa para la operación en los plenos poderes hechos salir para la generación de energía térmica. El número de días full-power en el ciclo de funcionamiento de un reactor (entre los tiempos de la interrupción del reaprovisionamiento) se relaciona con la cantidad fisible Uranium-235 (U-235) contenido en los montajes de combustible al principio del ciclo. Un porcentaje más alto de U-235 en la base al principio de un ciclo permitirá que el reactor sea funcionado con para un mayor número de días full-power.

En el extremo del ciclo de funcionamiento, el combustible en algunas de las asambleas es " spent" y se descarga y se substituye por los nuevos montajes de combustible (frescos), aunque sea en la práctica la acumulación de los venenos de la reacción en el combustible nuclear que determina el curso de la vida del combustible nuclear en un reactor. Mucho antes han ocurrido todas las fisiones posibles, la acumulación de los productos de fisión absorbentes del neutrón duradero amortigua la reacción en cadena. La fracción de la base de combustible de reactor substituida durante el reaprovisionamiento es típicamente un cuarto para un reactor boiling-water y una mitad para un reactor de agua a presión.

No todos los reactores necesitan ser cerrados para el reaprovisionamiento; por ejemplo, los reactores RBMK de los reactores de la cama de guijarro, el Magnox de los reactores de la sal fundida, la AGR y los reactores CANDU permiten que el combustible sea cambiado de puesto a través del reactor mientras que está funcionando. En un reactor de CANDU, esto también permite que los elementos combustibles individuales sean movidos alrededor dentro del núcleo del reactor a los lugares que best suited a la cantidad de U-235 en el elemento combustible.

La cantidad de energía extraída del combustible nuclear se llama su " combustión nuclear, " cuál se expresa en términos de energía térmica producida por la unidad inicial de peso del combustible. La combustión nuclear se expresa comúnmente como días de los megavatios termales por tonelada métrica de metal pesado inicial.

Seguridad

considera también:

la seguridad nuclear el del considera también: Seguridad nuclear en los E.

Reactores nucleares naturales

considera también:

natural del reactor de la fisión nuclear Aunque los reactores de la fisión nuclear se piensen a menudo en como siendo solamente un producto de la tecnología moderna, los primeros reactores de la fisión nuclear eran de hecho naturales. Un reactor natural de la fisión nuclear puede ocurrir bajo ciertas circunstancias que mímico las condiciones en un reactor construido. Quince reactores naturales de la fisión se han encontrado hasta ahora en tres depósitos de mineral separados en la mina de Oklo en el Gabón, Áfricas occidentales . Primero descubierto en 1972 por el francés Francisco Perrin del físico, se conocen colectivamente como los reactores fósiles de Oklo. Las reacciones independientes económicamente de la fisión nuclear ocurrieron en estos reactores hace aproximadamente 1.5 mil millones años, y funcionaron por unas centenas mil años, haciendo un promedio de 100 kilovatios de salida de energía durante ese tiempo. El concepto de un reactor nuclear natural fue teorizado desde 1956 por el Paul Kuroda en la universidad de Arkansas

Tales reactores pueden formar no más en la tierra: el decaimiento radiactivo sobre esta duración inmensa ha reducido la proporción de U-235 en uranio natural debajo de la cantidad requerida para sostener una reacción en cadena.

Los reactores nucleares naturales formaron cuando un depósito mineral uranio-rico se inundó con el agua subterránea que actuaba como asesor del neutrón, y una reacción en cadena fuerte ocurrió. El asesor del agua herviría lejos como la reacción aumentó, retardándola detrás traga otra vez y previniendo una fusión. La reacción de la fisión fue sostenida para los centenares de millares de años.

Estos reactores naturales son estudiados extensivamente por los científicos interesados en la disposición geológica de los desechos radioactivos. Ofrecen un estudio de caso de cómo los isótopos radiactivos emigran a través de la corteza de tierra. Ésta es un área significativa de la controversia pues los opositores del miedo geológico de la disposición inútil a que los isótopos de la basura almacenada se podrían terminar para arriba en abastecimientos de agua o llevar en el ambiente.

Ver también

Agua de alimentación auxiliar
Edificio de la contención
David Hahn
Desarrollo de energía
Lista de los reactores nucleares
Lista de los reactores navales de Estados Unidos
Propulsión de marina nuclear
La física nuclear
Energía atómica por el país
Divisa del operador del reactor nuclear
La física del reactor nuclear
El SCRAM
Técnicas de seguridad
Gravamen de tecnología
Enrique Fermi

.

Zenithic

Edward J. Smith (politician)

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