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El sistema de reactor rápido refrigerado por gas ( GFR ) es un diseño de reactor nuclear que se encuentra actualmente en desarrollo. Clasificado como reactor de IV Generación , presenta un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la gestión de actínidos . El diseño del reactor de referencia es un helio - enfriado de funcionamiento del sistema con una temperatura de salida de 850 ° C usando un directo Brayton turbina de gas de ciclo cerradopara una alta eficiencia térmica. Se están considerando varias formas de combustible por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retención de los productos de fisión : combustible cerámico compuesto , partículas de combustible avanzadas o elementos revestidos de cerámica de compuestos actínidos. Se están considerando configuraciones de núcleo basadas en conjuntos de combustible basados en pasadores o placas o bloques prismáticos, lo que permite una mejor circulación del refrigerante que los conjuntos de combustible tradicionales.
Los reactores están destinados a ser utilizados en plantas de energía nuclear para producir electricidad, mientras que al mismo tiempo producen (crían) nuevo combustible nuclear.
Diseño de reactores nucleares [ editar ]
Los reactores rápidos se diseñaron originalmente para ser principalmente reactores reproductores . Esto se debió a una opinión en el momento de su concepción de que había una escasez inminente de combustible de uranio para los reactores existentes. El aumento proyectado en el precio del uranio no se materializó, pero si la demanda de uranio aumenta en el futuro, entonces puede haber un renovado interés en los reactores rápidos .
El diseño de la base GFR es un reactor rápido, pero en otros aspectos es similar a un reactor refrigerado por gas de alta temperatura . Se diferencia del diseño HTGR en que el núcleo tiene un mayor contenido de combustible fisible, así como un componente de reproducción fértil y no fisible. No hay moderador de neutrones , ya que la reacción en cadena es sostenida por neutrones rápidos. Debido al mayor contenido de combustible fisible, el diseño tiene una densidad de potencia más alta que el HTGR.
Combustible [ editar ]
En un diseño de reactor GFR, la unidad funciona con neutrones rápidos; no se necesita un moderador para ralentizar los neutrones. Esto significa que, además del combustible nuclear como el uranio, se pueden utilizar otros combustibles. El más común es el torio, que absorbe un neutrón rápido y se desintegra en uranio 233. Esto significa que los diseños de GFR tienen propiedades de reproducción: pueden usar combustible que no es adecuado para los diseños de reactores de agua ligera y generar combustible. Debido a estas propiedades, una vez que se ha aplicado la carga inicial de combustible en el reactor, la unidad puede pasar años sin necesitar combustible. Si estos reactores se utilizan para la reproducción, es económico eliminar el combustible y separar el combustible generado para su uso futuro.
Refrigerante [ editar ]
El gas utilizado puede ser de muchos tipos diferentes, incluido el dióxido de carbono o el helio. Debe estar compuesto por elementos con secciones transversales de captura de neutrones baja para evitar el coeficiente de vacío positivo y la radiactividad inducida . El uso de gas también elimina la posibilidad de explosiones inducidas por transición de fase , como cuando el agua en un reactor enfriado por agua ( PWR o BWR ) se convierte en vapor por sobrecalentamiento o despresurización. El uso de gas también permite temperaturas de funcionamiento más altas que las que son posibles con otros refrigerantes, lo que aumenta la eficiencia térmica y permite otras aplicaciones no mecánicas de la energía, como laproducción de combustible de hidrógeno .
Historia de la investigación [ editar ]
Todos los proyectos piloto y de demostración anteriores han utilizado diseños térmicos con moderadores de grafito. Como tal, ningún verdadero diseño de reactor rápido refrigerado por gas ha llegado a ser crítico. Los principales desafíos que aún deben superarse son los materiales estructurales en el recipiente, tanto dentro como fuera del núcleo, que tendrán que soportar daños por neutrones rápidos y altas temperaturas (hasta 1600 ° C). Otro problema es la baja inercia térmica y la escasa capacidad de eliminación de calor a bajas presiones de helio, aunque estos problemas se comparten con los reactores térmicos que se han construido. Peter Fortescue , mientras estuvo en General Atomic, fue el líder del equipo responsable del desarrollo inicial del reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGR), así como del sistema de reactor rápido refrigerado por gas (GCFR).[1]
Los proyectos refrigerados por gas (espectro térmico) incluyen reactores fuera de servicio como el reactor Dragon , construido y operado en el Reino Unido , el AVR y el THTR-300 , construido y operado en Alemania , y Peach Bottom y Fort St. Vrain , construido y operado en los Estados Unidos . Las demostraciones en curso incluyen el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura en Japón , que alcanzó su máxima potencia (30 MWth) utilizando compactos de combustible insertados en bloques prismáticos en 1999, y el HTR-10 en China , que alcanzó su efecto completo en 10 MWth en 2003 utilizando combustible de guijarros. A 400 MWthPBMR Pty diseñó la planta de demostración de reactor modular de lecho de guijarros para su despliegue en Sudáfrica, pero se retiró en 2010, y un consorcio de institutos rusos está diseñando un reactor de bloque prismático GT-MHR de 600 MWt en cooperación con General Atomics . En 2010, General Atomics anunció el diseño del reactor del Módulo multiplicador de energía , una versión avanzada del GT-MHR .
Ver también [ editar ]
- Módulo multiplicador de energía
- Reactor reproductor rápido
- Reactor de neutrones rápidos
- Reactor de IV generación
- PBMR
- Reactor de muy alta temperatura
Referencias [ editar ]
- ^ [1]
- "Hoja de datos del reactor rápido refrigerado por gas (GFR)" . Laboratorio Nacional de Idaho.
- Van Rooijen, WFG (2009). "Reactor rápido refrigerado por gas: un panorama histórico y perspectivas futuras" . Ciencia y Tecnología de Instalaciones Nucleares . 2009 : 1–11. doi : 10.1155 / 2009/965757 .
Enlaces externos [ editar ]
- Base de conocimientos del OIEA sobre reactores rápidos y sistemas impulsados por aceleradores
- Resumen del taller de INL GFR
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