Volver a Bioquímica I
lOMoARcPSD|210552 53
7.- Tipos de Reactores Nucleares
El Reactor Nuclear es el lugar donde se lleva a cabo la fisión nuclear y es el corazón
de la Central Nucleoeléctrica. Estas centrales producen aproximadamente un 15% de
la energía eléctrica mundial.
De acuerdo al tipo de Central Nuclear coexisten diferentes circuitos: primario,
secundario y refrigeración para condensar el vapor de agua a la salida de la turbina de
vapor. Por cuestiones de seguridad, en las centrales nucleares la temperatura y presión
son más bajas que en una fósil.
Los reactores y por lo tanto las centrales, se clasifican en térmicos y rápidos, de
acuerdo a la velocidad de los neut que producen las reacciones de fisión.
Reactores Térmicos
Los reactores nucleares térmicos son los más comunes y se clasifican de acuerdo al tipo
de moderador empleado, en reactores de agua ligera, agua pesada y grafito. Algunos
de estos tipos de reactores en operación son:
LWR - Light Water Reactor (Reactor de agua ligera), que utiliza agua ligera
como refrigerante y moderador y U enriquecido como combustible. Los más
utilizados son:
-
BWR (Boiling Water Reactor o reactor de agua en ebullición).
-
PWR (Pressure Water Reactor o reactor de agua a presión)
PHWR - (Pressure Heavy Water Reactor o reactor de agua pesada a presión),
es del tipo PWR, pero utiliza agua pesada como refrigerante y moderador y U
natural o ligeramente enriquecido como combustible. Uno de estos reactores
es el CANDU (Canada Deuterium Uranium).
AGR - Advanced Gas-cooled Reactor (reactor avanzado refrigerado por gas),
que utiliza U como combustible, CO
2
como refrigerante y grafito como
moderador.
LWGR-RBMK - Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny (reactor de canales de
alta potencia), es un reactor en ebullición. Su principal función es la producción
de plutonio y como subproducto la generación de energía eléctrica. Utiliza
grafito como moderador, agua como refrigerante y U enriquecido como
combustible. Puede recargarse en marcha. Tiene un coeficiente de
reactividad positivo. El reactor de Chernóbyl era de este tipo.
lOMoARcPSD|210552 53
Reactores Rápidos
En este tipo de reactor la reacción de fisión es mantenida por los neut rápidos, por esta
razón no existe el elemento moderador (diferencia con el reactor térmico). El
combustible de la zona central, formado por un óxido de U y Pu, se rodea de una zona
de óxido de U empobrecido (presenta menor contenido de
235
U que el que se encuentra
en el U natural). Con esta disposición y usando un refrigerante que no produzca la
moderación de neut (normalmente se emplea sodio líquido), se puede conseguir que en
la capa de
238
U que rodea al combustible se genere más Pu que el que se consume en la
zona central. De esta forma, al mismo tiempo que se está generando energía térmica,
se está produciendo combustible en forma de
239
Pu que puede usarse en cualquier tipo
de reactor, tanto rápido como térmico. A este tipo de reactores también se los conoce
por reactores reproductores, y su importancia es enorme, ya que permiten obtener un
mejor aprovechamiento de los recursos existentes de U. Un reactor de este tipo es el
FBR (Fast Breeder Reactors - Reactores Rápidos Realimentados).
La generación IV de reactores rápidos del futuro, serán del tipo:
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR). Reactores enfriados por sodio, pertenecientes
a la clase LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) con diseños de reactores
integrados (ver Figura 17).
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR). Reactores enfriados por helio
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR). Reactores enfriados por plomo, basados en la
propulsión nuclear de unidades navales soviéticas.
Fig. 17.- Central nuclear con reactor tipo LMFBR enfriado con sodio
lOMoARcPSD|210552 53
8.- Reactores Térmicos
a)
Reactor de Agua en Ebullición (BWR-Boiling Water Reactor)
Fue la empresa General Electric la que desarrolló los reactores de agua ligera tipo
BWR. Es un reactor muy usado (≈ 15% de todos los reactores). Emplea UO
2
enriquecido
como combustible y agua ligera como moderador, refrigerante y fluido de trabajo.
Consta de dos circuitos (Figura 18): el primario (línea verde y roja con puntos) y el de
refrigeración para condensar vapor de agua (línea azul).
Fig. 18.- Central con BWR, con su circuito primario y de refrigeración para condensar
Circuito primario: La fisión del U contenido en el interior de la vasija crea un
foco de calor, cuya energía es recogida y transportada por el refrigerante que
fluye por el sistema de tuberías de este circuito impulsado por una bomba. El
refrigerante del reactor no trabaja a gran presión (≈ 75 atm, la mitad de un
PWR) por lo que alcanza la temperatura de ebullición (≈ 280 ºC) al pasar por el
núcleo del reactor y parte del líquido se transforma en vapor, al que luego de
separarlo y reducirle su contenido de humedad, se conduce el vapor seco
directamente hacia la turbina de vapor.
Circuito de refrigeración para condensar vapor de agua: Para conseguir la
condensación del vapor a la salida de la turbina, se necesita un circuito con agua
que al fluir por el interior del condensador logre la extracción del calor del vapor.
Para mantener la temperatura de esta agua a los niveles deseados, se utiliza un
sistema de ciclo abierto (torres de tiro natural), cuya fuente de agua es un río o
una represa. Esta agua es impulsada por bombas al condensador, retornando luego
nuevamente al río.
lOMoARcPSD|210552 53
Algunas Características: Las barras de control se introducen por la parte inferior de
la vasija, dado que el acceso al núcleo del reactor desde la parte superior de la vasija
es imposible, debido a la presencia de los separadores y secadores de vapor. Los
principales constituyentes del reactor, así como el camino que sigue el fluido de trabajo,
pueden observarse en la Fig. 19.
Fig. 19.- Esquema de un reactor BWR
El ácido bórico no se usa para el control continuo, siendo esto una ventaja, ya que el
ácido es muy corrosivo y además se evita el sistema que se encarga de regular la
concentración de este absorbente de neut. Sin embargo, la mayoría de los reactores
BWR comerciales incluye un sistema de apagado de emergencia basado en la inyección
de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario.
Control de potencia del reactor: Se puede realizar por medio del movimiento de las
barras de control, combinado con la regulación del caudal del refrigerante que pasa
por el reactor. Cuando se opera con las barras totalmente extraídas, la potencia puede
variarse entre un 30% y un 100% de la potencia nominal cambiando el flujo de agua.
Cuando se incrementa el flujo, las burbujas de vapor de agua son removidas más
rápidamente del reactor aumentando la cantidad de agua líquida que circula por el
mismo, por lo que se moderan más neut, hay más fisiones y el reactor aumenta su
potencia. Esta característica de autorregulación es muy importante para la seguridad
nuclear de los BWR: si existe un aumento incontrolado de la potencia del reactor
aumenta la ebullición de agua mayor producción de burbujas menor moderación de
neut menor nº de fisiones disminuye la potencia del reactor
lOMoARcPSD|210552 53
Sistema de supresión de presión: El BWR posee un toroide o anillo interno de supresión
de presión (torus), parcialmente lleno de agua a temperatura ambiente, que rodea a la
vasija del reactor por su parte inferior. Si un evento ocurre, por ejemplo una elevación
de la presión del vapor de agua que se está generando en el reactor, se abre la válvula
de seguridad de la vasija y se envía parte del vapor al torus para que se condense y así
reducir la presión del circuito primario (Figura 20). De esta manera se alivia la presión
y se extrae calor del reactor. Cuando la temp. en el torus alcanza unos 100 ºC el sistema
se vuelve ineficiente.
Fig. 20.- Entorno físico donde se encuentra el Reactor BWR (Central de Fukushima)
Protección Biológica: Está basada en hormigones especiales y plomo, materiales
necesarios en todos los reactores nucleares, pero que aquí debe ser extendida a todo
el circuito de vapor de la turbina y al agua del condensador, bomba centrífuga y tubería
correspondiente. Las piletas de almacenaje del combustible ya usado, se encuentran en
general por arriba del reactor (ver Figura 20).
La mayor parte de la radiactividad en el agua es de muy corta duración (principalmente
16
N, con una vida media de 7 segundos), por lo que se puede acceder a la sala de turbinas
inmediatamente después que el reactor se apagó.
El reactor BWR tiene una eficiencia térmica de ≈ 33%.
lOMoARcPSD|210552 53
b)
Reactor de Agua a Presión (PWR-Presurized Water Reactor)
Fue la empresa Westinghouse la que desarrolló los reactores de agua ligera tipo PWR.
Es el más empleado en el mundo (≈ 64% de todos los reactores). Emplea UO
2
enriquecido
como combustible (2 al 4%) y agua ligera como moderador y refrigerante. El
refrigerante circula a una presión tal que el agua no alcanza la ebullición, extrayendo
el calor del reactor, pasando luego por un intercambiador de calor, donde se genera el
vapor que alimenta a la turbina. Consta de tres circuitos independientes: primario,
secundario y de refrigeración para condensar vapor de agua (Figura 21).
Fig. 21.- Esquema de una Central nuclear PWR
Circuito primario: La fisión del combustible nuclear calienta el refrigerante del
circuito primario, entregando calor por conducción térmica a través de la vaina que
contiene al combustible. Esta energía es recogida y transportada por el refrigerante
que circula por el sistema de tuberías de este circuito impulsado por una bomba
centrífuga de alto flujo, que además de transportar calor, controla la temperatura
del reactor. En un PWR, el circuito primario está presurizado a unas 150 atm por
medio de un presurizador, con el fin de evitar que el agua alcance su punto de
ebullición (de aquí el nombre de este tipo de reactores), obteniendo así una
temperatura ≈ 310 ºC. Este es un recipiente cilíndrico vertical a presión, que
contiene agua y vapor en equilibrio, manteniendo por medio de un sistema de
calentadores eléctricos y atomizadores, una presión controlada del recipiente y del
circuito primario. En su parte inferior se insertan resistencias eléctricas de
calefacción, mientras que en la parte superior se encuentran unas boquillas de
aspersión de agua fría a presión. Durante la operación, cuando la presión desciende
por debajo de cierto nivel, de manera instantánea se conectan las resistencias
eléctricas, vaporizando una cantidad de agua que restituye la presión al valor
adecuado. Si la presión es elevada por encima de un nivel prefijado, se genera un
rociado de vapor con agua fría que ingresa por las boquillas de aspersión, generando
una condensación de una porción del vapor que se encuentra en el presurizador, de
esta forma, se produce un descenso de la presión.
lOMoARcPSD|210552 53
El refrigerante fluye a través de unos haces de tubos metálicos (generador de vapor)
que están bañados exteriormente por un flujo de agua liviana (circuito secundario)
que absorbe el calor que cede el refrigerante, de forma tal que el agua del circuito
secundario que está a una presión menor, pasa del estado líquido al estado de vapor
(Figura 22).
Fig. 22.- Esquema del reactor, y del conjunto Bombas, Presurizador y Generadores de Vapor
Circuito Secundario: Está presente en una central tipo PWR. En el circuito
secundario el vapor producido por el generador de vapor se conduce a una turbina
donde transforma su energía térmica en mecánica. El vapor que sale de la turbina
es transformado a su vez en agua mediante la intervención de un foco frío, que es
el condensador, y ésta es devuelta al generador de vapor para reiniciar el ciclo. Cabe
hacer notar, que el agua del circuito secundario nunca se mezcla con el agua del
circuito primario (agua radiactiva). En la mayoría de los diseños la presión del
secundario es de ≈ 60 atm y la temperatura del vapor es de ≈ 275 °C. Como el circuito
primario y secundario son independientes, la turbina puede quedar fuera de la
protección biológica.
Circuito de refrigeración para condensar vapor de agua: Idem al BWR
Control de la Potencia: La potencia del reactor en PWR se controla normalmente
variando la concentración de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. El
boro es un absorbente de neut muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo
la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neut en el reactor.
Además el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba (diferente al
BWR) entre los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las
operaciones de arranque y parada del reactor.
lOMoARcPSD|210552 53
Recarga de combustible: Al final de cada ciclo de operación (entre 12 y24 meses) se
detiene el reactor y tiene lugar la recarga del reactor, momento en el que se extraen
los elementos combustibles más gastados y se insertan los elementos nuevos o frescos
(≈ 1/3 del total). Por ello, al comienzo de un ciclo nuevo en un PWR, el
exceso de reactividad es considerable. El elemento combustible irradiado se
deposita en una pileta de enfriamiento hasta que descienda lo suficiente su
radiactividad como para permitir que sea reprocesado.
En función de la potencia de la central, es el tamaño del recipiente del reactor. El
diámetro interior puede variar de 3.3m para una central de 500 o 600 MW hasta 4.4m
para 1000 o 1100 MW, al igual que el espesor, el cual varía entre 10 y 130 mm. La altura
total es de unos 13 m.
Un reactor PWR tiene una eficiencia térmica de ≈ 33%.
lOMoARcPSD|210552 53
c)
Reactor de agua pesada (HWR, Heavy Water Reactor)
Entre 1950 y 1960 Canadá desarrolló un nuevo tipo de reactor, basado en el PWR, que
utilizaba agua pesada como moderador y U natural como combustible, en lugar del U
enriquecido utilizado por los diseños de agua ligera.
Emplea como combustible UO
2
natural o ligeramente enriquecido, introducido en tubos
de zircaloy (aleación de circonio con estaño relativamente transparente a los neut) y
agua pesada como moderador y refrigerante. Existen versiones en las que el
refrigerante es agua pesada a presión o agua pesada en ebullición. En su diseño más
común, los tubos del combustible están introducidos en una vasija que contiene el
moderador y el refrigerante que circula por el interior de los tubos, se mantiene a
presión para que no entre en ebullición (Presurized Heavy Water Reactor PHWR),
produciéndose el vapor en unos intercambiadores de calor por los que circula el agua
ligera del circuito secundario.
Como usan U natural, la reactividad que se podía alcanzar al comienzo de un ciclo era
baja, lo que obligó a diseñar estos reactores para que pudieran funcionar con
recargas continuas, lo que es posible gracias al escaso quemado de descarga y la
baja densidad de potencia característicos de estos reactores.
Fig. 23.- Central PHWR
Reactor CANDU (CANada Deuterium Uranium)
Este reactor es del tipo PHWR diseñado a finales de los años 1950 y en los años
1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro-
Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así
como varios participantes de la industria privada. Representan ≈ el 11% de las unidades
en operación.
lOMoARcPSD|210552 53
Utiliza tubos a presión en lugar de un recipiente de presión para contener al
refrigerante primario. Este sistema de tubos separa al refrigerante del moderador,
aunque se usa agua pesada para ambas funciones. El moderador del reactor se mantiene
a temperatura y presión relativamente bajas. El núcleo del reactor está contenido en
un gran tanque cilíndrico horizontal de acero inoxidable, llamado calandria, que contiene
una serie de tubos horizontales que la recorren desde un extremo hasta el otro. A su
vez, dentro de los tubos de la calandria hay tubos más pequeños que albergan manojos
combustibles de 50 cm de largo que contienen U natural en forma de pastillas cerámicas
(Figura 24). Consta como el PWR, de tres circuitos independientes: primario, secundario
y de refrigeración para condensar vapor de agua.
Fig. 24.- Reactor CANDU
Circuito Primario: El agua pesada del refrigerante está bajo una alta presión para
evitar la ebullición (≈ 100 atm) y es bombeada a través de los tubos que contienen
los manojos combustibles al intercambiador de calor, para transferir el calor
generado en ellos. El agua pesada alcanza una temp de unos 290 ºC y viaja
entonces hacia los generadores de vapor impulsado por una bomba, donde a
través de paredes metálicas se transmite la energía térmica del agua pesada al
agua liviana, produciéndose así vapor de agua liviana. El agua pesada que se enfría
al ceder calor es reciclada a los tubos del reactor
Circuito Secundario: Idem al PWR
Circuito de refrigeración para condensar vapor de agua: Idem al PWR
Para realizar el control, las barras de control penetran en la calandria verticalmente.
Existe un sistema secundario de apagado que inyecta una solución de nitrato de
gadolinio en el moderador o ácido bórico. Este reactor se apaga rápidamente.
lOMoARcPSD|210552 53
Diseño del CANDU: Los reactores con agua pesada necesitan de una mayor longitud
de moderación, por lo que la relación volumétrica moderador/combustible es más
elevada que en los reactores de agua liviana, resultando en vasijas mayores. Por esto
resulta el diseño de tubos de presión en una vasija de menor presión. Este diseño
supone una separación física entre el agua pesada del moderador que se encuentra
en un gran tanque (calandria) y la del refrigerante que se encuentra en los
centenares de tubos de presión horizontales (≈ 400 tubos). El recambio de estos
combustibles es continuo y se realiza durante la operación del reactor.
d)
Reactor Avanzado refrigerado por Gas (AGCR, Advanced Gas Cooled Reactor)
El AGR, representa ≈ 3 % de las unidades en operación. El combustible es U revestido
de magnesio llamado Magnox. Usa un gas (CO
2
) como refrigerante y grafito como
moderador (Figura 25). Son más seguros que los reactores moderados con agua.
Fig. 25.- Reactor AGR
e)
Reactor refrigerado por Agua Liviana y moderado por Grafito (LWGR, Light
Water cooled Graphite moderated Reator)
El LWGR (también llamado RBMK), representa ≈ 3 % de las unidades en operación. Es
un reactor del tipo BWR desarrollado en la Unión Soviética, moderado por grafito, con
U enriquecido, y refrigerado por agua en ebullición (del tipo de reactor siniestrado en
Chernobyl). Su núcleo es un cilindro de grafito situado dentro de un bloque de concreto
sobre estructura metálica (Figura 26).
Fig. 26.- Reactor LWGR-RBKM
lOMoARcPSD|210552 53
f)
Otros Reactores
Existen otros diseños de reactores comerciales que utilizan grafito o sales fundidas
(litio o berilio) como moderador. Otros países (Francia, Italia) desarrollaron sus propios
diseños de reactores nucleares para la generación eléctrica comercial.
ADS - Accelerator Driven System (sistema asistido por acelerador): utiliza una masa
subcrítica de torio, en la que se produce la fisión solo por la introducción, mediante
aceleradores de partículas, de neutrones en el reactor. Se encuentran en fase de
experimentación y se prevé que una de sus funciones fundamentales sería la
eliminación de los residuos nucleares producidos en otros reactores de fisión.
g)
Nuevos Reactores
S y s t e m 8 0 + : R e a c t o r P W R e v o l u t i v o d i s e ñ a d o p o r Combustion
Engineering, de 1350 MWe de potencia.
AP600: Reactor PWR pasivo diseñado por Westinghouse, de 600 MWe de
potencia.
SBWR (Simplified Boiling Water Reactor): Reactor BWR pasivo de diseño
General Electric, de 600 MWe de potencia. Está interrumpido en su fase de
diseño.
A B W R ( A d v a n c e d B o i l i n g W a t e r
R e a c t o r ) :
Reactor
BWR
evolutivo
diseñado por General Electric, de 1350MWe de potencia.
lOMoARcPSD|210552 53
9.- Residuos Nucleares
El hombre vive rodeado de radiaciones radiactivas a veces sin conocer y sin
preocupación. La Tierra esta envuelta de radiaciones naturales de las que recibimos una
exposición media de 2,4 mili-Sievert cada año [mSv/año]. El mSv es la unidad con que
se mide la radiactividad.
Esta demostrado que un hombre puede soportar 250 [mSv/año] producido por las
radiaciones sin percibir ningún efecto detectable e incluso puede alcanzar los 1500
[mSv/año] y recuperarse en algunas semanas. Pero por normas se requiere que una
central en operación emita una cantidad máxima de radiactividad de 0,05 mSv, con lo
cual su efecto es mucho menor que el de la naturaleza (Límite anual de dosis efectiva
para el público en general, en el orden de 1 mSv/año). En dosis instantánea a partir de
0,01 mSv ya comienzan a sentirse efectos.
Los elementos retirados del reactor, producto de las reacciones de fisión, se conocen
como combustible irradiado, gastado o quemado, y su composición es aproximadamente:
94,2% de
238
U, 1% de transuránicos, 3,5% de productos de fisión, 0,445 de
236
U y
0,86% de
235
U y deben ser almacenados por largos periodos de tiempo. Parte de
estos materiales se pueden recuperar y convertir en materiales fisionables en
reactores rápidos, otros deben retirarse periódicamente del reactor pues constituyen
veneno atómico (xenón 135, samario 149, etc.) llegando a parar la reacción en cadena,
otros poseen una alta radiactividad (cesio 137, estroncio 90, yodo 131, etc.).
En una central con U enriquecido se puede observar el combustible que entra y el
combustible gastado.
Combustible nuclear (U enriquecido) Combustible gastado
Los combustibles una vez que cumplieron su ciclo en el reactor, se ponen en piletas de
decaimiento para enfriarse lentamente con agua circulante (Figura 25).
lOMoARcPSD|210552 53
Fig. 25.- Pileta de almacenamiento del combustible usado
El residuo nuclear de baja y media radiactividad, que incluyen ropas, herramientas, etc.,
son colocados en tambores metálicos, inmovilizados en cemento, ubicados en sitios
especiales (formaciones geológicas) y confinados durante 250-300 años. En Argentina
se almacena actualmente en el predio de la central y en una zona próxima a Ezeiza, Prov.
de Buenos Aires.
Gestión de los Residuos Nucleares: Los elementos combustibles después de
permanecer de 2 a 5 años (dependiendo del tipo de central nuclear) en el reactor, se
extraen del mismo mediante un sistema de telemanipulación remota y son almacenados
en piletas con agua que tienen de 15 a 20 m de profundidad. El agua cumple 2 propósitos:
sirve como blindaje para reducir los niveles de radiación a la cual podrían estar
expuestos los operarios de la central y para refrigerar los elementos combustibles que
continúan produciendo calor por algún tiempo luego de su extracción del núcleo. Para
enfriar y recuperar el agua perdida, se utilizan sistemas de filtrado, intercambiadores
de calor, y bombas de recirculación. La temperatura del agua es monitoreada
constantemente para mantenerla entre los 30 y 45 ºC.
La estrategia para los combustibles gastados implica decidir en las próximas décadas -
en función de las necesidades energéticas y del desarrollo de la actividad nuclear-, si
resulta conveniente reprocesarlos para aprovechar el potencial energético que todavía
tienen o disponerlos en forma directa en un repositorio geológico profundo.
En la comunidad científica internacional, existe amplio consenso respecto de la
conveniencia de los repositorios como sistemas de disposición final para los residuos
radiactivos. Se trata de instalaciones de alta complejidad cuyo propósito es el
aislamiento de los residuos, a través de sistemas de barreras múltiples y redundantes
(naturales, como las formaciones geológicas, e ingenieriles, como los sistemas de
contención) que impiden que los residuos entren en contacto con la biosfera, hasta que
no presenten riesgos para las personas o el ambiente.
lOMoARcPSD|210552 53
Para los residuos de nivel bajo y medio, se ha optado por sistemas de disposición
superficiales o cercanos a la superficie. Instalaciones de este tipo están operativas
desde hace ya varias décadas en países como España, Francia y el Reino Unido.
ARRANQUE DE UN REACTOR
Se puede usar una fuente de neutrones, como por ejemplo la suministrada por una
mezcla de Po-Be. Presentan el aspecto de una barra de control y están envainadas en
acero inox.
Un tipo común de fuente de neutrones de inicio es una mezcla de un emisor de partículas alfa, tales como 241Am con
un isótopo ligero, tal como 9Be.
Para iniciar la reacción en el caso de:
Reactores de Investigación, se coloca una fuente emisora de neut que es retirada
una vez que comienzan las reacciones.
Reactores de Potencia, los elementos combustibles están emitiendo neut desde
que son colocados (estado de criticidad), solo que los mismos están siendo
absorbidos por las barras de control que están totalmente bajadas. El reactor
comienza a funcionar en el momento que se levantan las barras de control.
Nota: En el primer arranque del reactor, junto a los ensambles de combustible, encontramos las
fuentes emisoras de Neutrones (fósforo para iniciar la fisión nuclear).
Bomba Atómica: La bomba atómica se obtiene manteniendo separadas dos masas
subcríticas mediante un grueso tabique captador de neut, el cual, en el momento en
que se tiene que provocar la explosión, se rompe mediante un explosivo convencional,
formando una masa crítica que producirá la reacción en cadena y la explosión. Una bomba
atómica tiene una proporción de
235
U > al 90%. Este enriquecimiento se puede alcanzar
por Difusión Gaseosa o por Ultracentrifugación. La masa crítica de una bomba de
235
U
es de unos 10 kg, mientras que para una bomba de
239
Pu es de unos 5 kg.
Nota: Un reactor nuclear no podrá explotar como una bomba atómica

Este documento contiene más páginas...

Descargar Completo
tipo-de-reactores-nucleares (1)_organized.pdf
browser_emoji Estamos procesando este archivo...
browser_emoji Lamentablemente la previsualización de este archivo no está disponible. De todas maneras puedes descargarlo y ver si te es útil.
Descargar
. . . . .