Discusión:Reactor de agua a presión

La intención de la modificación que introduje es para, incialmente, tener una primera traducción del artículo. Elegí borrar algunas referencias a centrales españolas ya que parecería que no es el lugar para hacer referencia a todas las centrales PWR que hay en cada país, tal vez para esto valdría la pena iniciar otros artículos que pueden ser referenciados desde éste. Saludos. RPA. 00:21 07 Oct 2006 (GMT -3:00)

Omisiones en la traducción de la versión original en inglés

En la versión original en inglés aparecen referencias a otros diseños de reactores en secciones donde se describen las características de diseño del PWR. Esto fue en algunos casos omitido o reorganizado dentro del documento debido a que parecería inadecuado que estas comparaciones aparezcan en estas secciones.

Además el artículo original en la sección Disadventajes, el último ítem parece ser erróneo técnicamente y por lo tanto no fue incluído en el artículo en castellano. Si bien entiendo lo que intenta expreasar el autor del artículo en inglés, lo que refiere es una carácteristica dinámica de TODOS los reactores nucleares y no solo del PWR.

Saludos --RPA 23:26 7 oct 2006 (CEST)

Hola RPA, tengo un comentario en cuanto a tu omisión. Pienso que la característica indicada no vale para todos los reactores nucleares, sino solo para los que utilizan agua ligera como refrigerante y moderador, ya que, por ejemplo, en reactores del tipo RBMK un refrigerante más frio no conduce a más fisiones provocadas por una densidad del agua más alta (menos burbujas de vapor), puesto que el moderador aquí es grafito que mantiene su función independientemente del estado del agua. Esto, claro, también significa que la moderación continua cuando se caliente excesivamente el agua lo que contribuyó al accidente de Chernobyl. Espero que entiendas lo que quiero decir. Perdona mi español poco idiomático ;-)--217.229.88.31 19:39 14 feb 2007 (CET)

Ebullición nucleada en reactores PWR

Respecto de la reincorporación del comentario borrado por otro wikipedista, quiero aclarar que los reactores de potencia NO se diseñan para que el agua se encuentre totalmente en fase líquida, es decir con margen a ONB. De hecho en reactores PWR el margen a ONB es usualmente tal que aparece ebullición en el núcleo del reactor. Por su puesto, se trata de ebulllición nucleada y no basta para generar en el recipiente de presión regiones de vapor como en un reactor tipo BWR.

Por otra parte, hay que tener en cuenta que si bien el hecho de que no hubiera vapor en el flujo de refrigerante permitiría simplificar el diseño termohidráulico del núcleo (es decir, no haría falta utilizar la teoria del flujo de 2 fases), esto complicaría extremadamente el diseño y encarecería los componentes (por demás está decir que no es necesario en lo absoluto que no exista flujo de 2 fases en un PWR).

Mi último comentario es que SOLO en reactores experimentales se utiliza como criterio de diseño que el refrigerante se mantenta totalmente en fase líquida durante operación normal, es decir, con un márgen a al punto de ONB.

--RPA 19:19 17 oct 2006 (CEST)