Mar 25, 2017

Protección necesaria para resguardar al público y a los trabajadores de una instalación nuclear de las radiaciones de neutrones y rayos gamma ocasionados por los productos de fisión. Los materiales más empleados son el hormigón, el agua y el plomo.

Elemento químico natural de número atómico Z=5, no metálico, mal conductor, de elevado punto de fusión, gran dureza y baja densidad. En base a su elevada sección eficaz de absorción, se utiliza en reactores de agua a presión, disuelto en el refrigerante y normalmente en forma de ácido bórico (H3BO3), para el control de los cambios de reactividad a largo plazo. En forma del mismo compuesto y disuelto en mayores concentraciones se emplea en el agua aportada por los sistemas de refrigeración de emergencia, para evitar vueltas no deseadas a criticidad tras un accidente. Se utiliza también para la medida del flujo neutrónico en el reactor, mediante la detección de las partículas ionizantes alfa generadas según la reacción anterior en contadores proporcionales llenos del gas trifloruro de boro (BF3) y en cámaras de ionización con paredes revestidas de boro.

Modalidad de radioterapia que utiliza fuentes cerradas o selladas de material radiactivo colocadas en contacto con el tumor o dentro del mismo. Su mayor ventaja es la de concentrar la máxima dosis de radiación en el tejido tumoral con escasa irradiación del tejido sano situado alrededor, basándose en el hecho de que la dosis recibida en la proximidad de una fuente decrece muy rápidamente al alejarse de ella. Hay distintos tipos: superficial, endocavitaria, intersticial e intraluminal. Actualmente, los materiales radiactivos utilizados son: Sr-90, Cs-137, Co-60 e Ir-192.

Reactor de agua en ebullición; reactor que emplea dióxido de uranio (UO2) enriquecido como combustible, y agua ligera como moderador y refrigerante. La característica principal es que la ebullición del agua ligera tiene lugar en el interior del nucleo del reactor. El vapor producido se separa del caudal de agua refrigerante por medio de separaadores y secadores y a continuación fluye a la turbina. Las barras de control están situadas en la parte inferior de la vasija.

Calor producido en el reactor, tras un disparo, por : - desintegración de los productos de fisión (calor de decaimiento o desintegración) - desintegración de los productos de captura del 238U (se anula en aproximadamente 1 día tras el disparo) - fisiones residuales producidas por los neutrones retardados (se anula en aproximadamente 1'5 minutos tras el disparo).

Central de producción de electricidad en la que la energía eléctrica se genera por transformación de energía térmica, obtenida a su vez de una reacción de fisión nuclear en cadena en uno o varios reactores nucleares.

Secuencia de procesos sobre el combustible nuclear desde su extracción hasta el almacenamiento definitivo del combustible gastado como producto radiactivo, incluyendo la minería y molido, tratamiento, refinado, conversión y enriquecimiento, la fabricación de las pastillas y elementos combustibles, el quemado en el reactor, el almacenamiento provisional, reprocesado y almacenamiento definitivo del combustible gastado.

Aquél empleado para conseguir la condensación del vapor procedente de la turbina. Se emplea para este fin el agua del mar, de un río, de un lago o de una torre de refrigeración. Esta agua es impulsada por una bomba a los tubos del condensador, desde donde se devuelve el medio del que se tomó.

Sistema de fluidos diseñado para extraer y transportar el calor generado en el núcleo del reactor a la turbina, directamente (permitiendo, en el propio sistema primario, la formación del vapor que acciona la turbina: reactores de agua en ebullición) o indirectamente (trasfiriéndolo a otros sistemas de fluidos a través de intercambiadores de calor o generadores de vapor: reactores de agua a presión). Su configuración depende del tipo o diseño del reactor.

En reactores de agua a presión, incluye todos los sistemas y componentes por los que circula el refrigerante secundario, principalmente el lado secundario de los generadores de vapor, las líneas de vapor y válvulas asociadas, la turbina, el condensador, las bombas del condensado, los calentadores y las bombas de agua de alimentación y las tuberías asociadas. Su función es transportar el calor extraído del refrigerante primario en los generadores de vapor y convertirlo en energía mecánica en la turbina para mover el generador eléctrico y producir energía eléctrica.

Material fisionable en cantidades tales que pueda alcanzarse la masa crítica, y colocado de tal forma que sea posible extraer rápidamente el calor producido en su interior generado por la reacción nuclear de fisión en cadena. Los combustibles empleados en las centrales nucleares están en forma sólida, aunque varían sus características desde el uso de dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido, uranio en tubos de aleación de magnesio, hasta dióxido de utranio enriquecido o natural en tubos de aleación de circonio, según el tipo de reactor nuclear.

Intercambiador de calor de gran tamaño del tipo carcasa-tubos, diseñado para enfriar el vapor a la salida de una turbina por debajo del punto de ebullición, provocando su condensación. El calor extraído del vapor en el condensador se transfiere a un sistema de agua en circulación que actúa como foco frío del condensador y es liberado al sumidero final de calor.

Deposición, ingestión, inhalación o presencia de una sustancia radiactiva en personas, materiales o ambientes donde su presencia no es deseable, y donde puede producir daños a personas y equipos.

Recinto resistente a la presión que alberga el Sistema Nuclear de Generación de Vapor y que tiene como función principal limitar el escape de productos de fisión al ambiente, en operación normal o en accidente.

En instalaciones nucleares y radiactivas, es el recipiente diseñado para contener combustible irradiado o material radiactivo con el fin de facilitar su almacenamiento y transporte.

 

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