Mar 25, 2017

Conjunto de reacciones neutrónicas en un sistema conteniendo material fisionable en las que el flujo neutrónico existente se realimenta al liberarse nuevos neutrones en las reacciones, inducidas a su vez por los neutrones liberados en las reacciones precedentes. Constituye el fundamento de los reactores nucleares de fisión.

Cada uno de los varios conceptos de reactores en cuyo diseño se incorporan perfeccionamientos derivados de la experiencia operativa acumulada, nuevos sistemas pasivos de seguridad intrínseca de gran fiabilidad, como los accionados por gravedad y los basados en la circulación natural o convección de fluidos refrigerantes, y una tecnología avanzada de instrumentación y control que elimine o mitigue errores humanos de operación. Se pretende también una reducción de costes mediante diseños compactos y modulares, mejor aprovechmiento del combustible, simplificación de las operaciones de mantenimiento e incremento de la vida útil de las centrales.

Instalación capaz de iniciar, mantener y controlar las reacciones nucleares de fisión en cadena que tienen lugar en el núcleo del reactor. Está formado por el combustible, el refrigerante, los elementos de control, materiales esstructurales y moderador (en el caso de los reactores "térmicos").

Proceso mediante el que se cambian los elementos de combustible gastado del núcleo del reactor, cuyo aporte a la reactividad del mismo ha disminuido en gran medida, por elementos de combustible frescos. Este proceso tiene una duración de unos 30 días, y se realiza al final de cada ciclo de operación del reactor (entre 12 y 24 meses). Durante la parada de recarga también se llevan a cabo operaciones de mantenimiento general de los sistemas y equipos de la central nuclear.

Parte del reactor en forma de capa alrededor del núcleo con el fin de retener y devolver al núcleo los neutrones que tienden a escapar, aumentando la eficiencia del reactor (generalmente es el propio moderador). Materiales habituales utilizados son el grafito, berilio, agua y uranio natural.

Fluido transmisor del calor que se genera en el núcleo del reactor a un generador de vapor. Debe ser anticorrosivo, de gran capacidad calorífica y no absorber neutrones. Los más usuales son gases, como el anhídrido carbónico y el helio, y líquidos, como el agua ligera y el agua pesada. Incluso hay componenetes orgánicos y metales líquidos, como el sodio, que se usan para este fin. Dependiendo del diseño del reactor, el refrigerante puede actuar también como moderador de los neutrones.

Extracción del material fisible o fértil del combustible nuclear irradiado, normalmente tras varios años de almacenamiento para que disminuya su actividad, para su reutilización como combustible nuevo. Incluye el desarmado de los elementos combustibles, la separación del combustible y de las vainas y los distintos procesos químicos para separar el uranio restante y el plutonio producido de los productos de fisión y aislar estos últimos, altamente radiactivos.

Cualquier material que contiene radionucleidos o está contaminado por ellos en proporciones superiores a los límites fijados por la autoridad reguladora y que no se prevé utilizar o aprovechar.

Cada una de las medidas probatorias del cumplimiento de la prohibición de que materiales o instalaciones nucleares se utilicen con fines no pacíficos. Su establecimiento y comprobación suele correr a cargo del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), agencia de las Naciones Unidas.

Disparo o parada rápida de emergencia del reactor; parada brusca del reactor mediante la inserción manual o automática de las barras de control, para evitar o minimizar las consecuencias de una condición considerada peligrosa.

Conjunto de normas y prácticas que se utilizan para ubicar, construir y explotar instalaciones nucleares sin riesgo indebido.

Tiempo necesario para que la mitad de los átomos de una sustancia radiactiva se desintegren, y la actividad de la misma se reduzca a la mitad de su valor inicial. El período de semidesintegración es característico de cada isótopo radiactivo, y dependiendo de ellos varía entre millonésimas de segundo y miles de millones de años.

Unidad de dosis efectiva y de dosis equivalente en el Sistema Internacional. La unidad tradicional es el rem (1 Sievert = 100 rem).

Persona que trabaja en presencia de las radiaciones ionizantes, de forma que puede recibir más de un décimo de los límites de dosis fijados para los trabajadores. Si es posible que pueda recibir más de un décimo, pero es muy improbable que pueda recibir más de tres décimos de los límites de dosis (más de 5 y menos de 15 mSv) se le clasifica como categoría B. Si es posible que pueda recibir más de tres décimos de los límites fijados (15 mSv), se la clasifica como de categoría A y para él es obligado el uso de un sistema de dosimetría individual.

En una central nuclear, cualquier variación significativa respecto a su valor nominal estable de uno o más parámetros importantes de operación, como pueden ser temperaturas y presiones en diversos puntos del sistema, nivel de potencia, caudal de refrigerante, etc. Si la amplitud del transitorio está dentro de los límites fijados para la operación del sistema afectado, los controles automáticos compensan generalmente los efectos de la desviación, mientras que transitorios más severos suelen activar el sistema de protección del reactor.

 

Utilizamos cookies propias y de terceros para mejorar nuestros productos y servicios mediante el análisis de sus hábitos de navegación. Al aceptar el presente aviso entendemos que das tu consentimiento a nuestra Política de cookies.

  Aceptar Política de cookies.