Discusión:Reactor de agua en ebullición

Hola, he hecho un par de modificaciones: Atendiendo a la peticion de un comentario he incluido el esquema de la version inglesa en el cual se puede apreciar la insercion desde abajo de las barras de control, ademas de un mayor detalle. He substituido las referencias del texto por las nuevas correspondientes, y he traducido las partes listandolas debajo del esquema. Por otra parte he traducido de la pagina inglesa un inconveniente del diseño que resulta particularmente relevante para entender el curso de la reciente Catastrofe de Fukushima.

Seria de agradecer que alguien editase el esquema para retirar el texto en ingles.

Gracias! Bajerovaquero (discusión) 15:40 16 mar 2011 (UTC)

Discrepancias con v. inglesa

Leyendo la versión inglesa, mucho más amplia, hay mucha diferencia. Por ejemplo, sobre la última de las desventajas del BWR quisiera comentar:

- El agua no se descompone en oxígeno e hidrógeno por sobrecalentamiento (aunque sí puede hacerlo por radiólisis en condiciones de funcionamiento normal). La generación de hidrógeno, debida al sobrecalentamiento, es por oxidación de metales como el zirconio del revestimiento protector de las barras de control. Eso puede llevar a una acumulación excesiva de hidrógeno en el alojamientoo contenedor primario del reactor que al ser liberado puede arder de forma explosiva en contacto con el oxígeno del aire.

- Lo que necesita años de enfriamiento no es el reactor, sino el combustible y elementos usados que se encuentran en una piscina fuera del alojamiento primario seguro del reactor, o sea, en el edificio exterior. Si la piscina se vacía se puede producir la ignición de materiales, su mezcla y emisión de hidrógeno por formación de óxidos metálicos, con explosión y liberación de esos productos radiactivos y de tritio a la atmósfera, tal como ocurrió en Fukushima el 14 de marzo.

Creo que el artículo necesita bastante revisión y ampliación, aunque como inicio es interesante.--Qgam (discusión) 19:21 25 mar 2011 (UTC)

Solicito referencias

Revierto parte de las ediciones de Gurundi y pido referencias de los párrafos modificados. --87.217.13.29 (discusión) 18:45 2 ene 2012 (UTC)

La imagen del elemento de combustible que hay en el artículo no es correcta.

En el artículo hay una imagen de un elemento de combustible. Este elemento de combustible es de un reactor de agua a presión (PWR) y no de un reactor de agua en ebullición (BWR), por lo que habría que eliminarla.

En http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_fuel#BWR_fuel_2 se pueden ver unos enlaces a imágenes sobre este tipo de elementos. Especialmente la imagen en http://www.nucleartourist.com/images/bwrfuel1.jpg es bastante buena aunque no se si su licencia permite utilizarla aqui.

Para diferenciar el combustible de los dos tipos de reactores, el del BWR lleva una especie de envoltura alrededor de las varillas, que es lo que aparece en la imagen que he indicado envolviendo las varillas. Como se puede ver en la imagen que hay ahora en el artículo, esta envoltura no existe.

--84.79.187.137 (discusión) 21:37 14 nov 2012 (UTC)Mini

¿Vapor seco?

En el apartado "funcionamiento" puede leerse: "... En un reactor del tipo BWR sólo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear hace hervir el agua produciendo vapor. Este último asciende hacia una serie de separadores y secadores que lo separan del caudal del agua de refrigeración, reduciendo el contenido de humedad del vapor..." Estas palabras resultan sorprendentes. ¿Cómo es posible "reducir el contenido de humedad" de algo que es agua? Tal y como está expuesto resulta incomprensible. Ruego añadan alguna aclaración.--Sannicolasdeugarte (discusión) 21:15 1 feb 2016 (UTC)