El reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGR) es un concepto de reactor nuclear de IV Generación que utiliza un moderador de grafito con un ciclo de combustible de uranio de un solo paso . El HTGR es un tipo de reactor de alta temperatura (HTR) que conceptualmente puede tener una temperatura de salida de 1000 ° C. El núcleo del reactor puede ser un "bloque prismático" (que recuerda a un núcleo de reactor convencional) o un núcleo de " lecho de guijarros ". Las altas temperaturas permiten aplicaciones como el calor de proceso o la producción de hidrógeno a través del ciclo termoquímico azufre-yodo .
Descripción general
El HTGR es un tipo de reactor de alta temperatura que conceptualmente puede alcanzar altas temperaturas de salida (hasta 1000 ° C).
Hay dos tipos principales de HTGR: reactores de lecho de guijarros (PBR) y reactores de bloque prismático (PMR). El reactor de bloque prismático se refiere a una configuración de núcleo de bloque prismático, en la que los bloques de grafito hexagonales se apilan para encajar en un recipiente a presión cilíndrico . El diseño del reactor de lecho de guijarros (PBR) consiste en combustible en forma de guijarros, apilados juntos en un recipiente de presión cilíndrico, como una máquina de bolas de goma. Ambos reactores pueden tener el combustible apilado en una región anular con una aguja central de grafito , dependiendo del diseño y la potencia deseada del reactor.
Historia
El diseño HTGR fue propuesto por primera vez por el personal de la División de Pila de Energía de los Laboratorios Clinton (conocido ahora como Laboratorio Nacional Oak Ridge [1] ) en 1947. [2] El profesor Rudolf Schulten en Alemania también jugó un papel en el desarrollo durante la década de 1950 . 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). [3]
El reactor Peach Bottom en los Estados Unidos fue el primer HTGR en producir electricidad, y lo hizo con mucho éxito, operando desde 1966 hasta 1974 como demostrador de tecnología. La estación generadora de Fort St. Vrain fue un ejemplo de este diseño que funcionó como HTGR de 1979 a 1989. Aunque el reactor se vio acosado por algunos problemas que llevaron a su desmantelamiento debido a factores económicos, sirvió como prueba del concepto HTGR en el Estados Unidos (aunque no se han desarrollado nuevos HTGR comerciales allí desde entonces). [4] [ verificación fallida ]
HTGR también han existido en el Reino Unido (el reactor de dragón ) y Alemania ( reactor AVR y THTR-300 ), y en la actualidad existen en Japón (el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura usando combustible prismática con 30 MW º de capacidad) y China ( el HTR-10 , un diseño de lecho de cantos rodados con 10 MW e de generación). Dos HTGR de lecho de guijarros a gran escala, los reactores HTR-PM , cada uno con 100 MW de capacidad de producción eléctrica, se están construyendo en China a partir de 2019.
Diseño de reactores nucleares
Moderador de neutrones
El moderador de neutrones es el grafito, aunque si el núcleo del reactor está configurado en bloques prismáticos de grafito o en guijarros de grafito depende del diseño HTGR.
Combustible nuclear
El combustible utilizado en los HTGR son partículas de combustible recubiertas, como partículas de combustible TRISO . Las partículas de combustible recubiertas tienen núcleos de combustible, generalmente hechos de dióxido de uranio , sin embargo, el carburo de uranio o el oxicarburo de uranio también son posibles. El oxicarburo de uranio combina el carburo de uranio con el dióxido de uranio para reducir la estequiometría del oxígeno. Menos oxígeno puede reducir la presión interna en las partículas TRISO causada por la formación de monóxido de carbono, debido a la oxidación de la capa de carbono porosa en la partícula. [5] Las partículas TRISO se dispersan en un guijarro para el diseño del lecho de guijarros o se moldean en compactos / varillas que luego se insertan en los bloques de grafito hexagonales. El concepto de combustible QUADRISO [6] concebido en el Laboratorio Nacional de Argonne se ha utilizado para gestionar mejor el exceso de reactividad.
Refrigerante
Helio
El helio ha sido el refrigerante utilizado en la mayoría de los HTGR hasta la fecha, y la temperatura máxima y la potencia dependen del diseño del reactor. El helio es un gas inerte , por lo que generalmente no reacciona químicamente con ningún material. [7] Además, exponer el helio a la radiación de neutrones no lo hace radiactivo, [8] a diferencia de la mayoría de los otros refrigerantes posibles.
Sal fundida
La variante enfriada con sal fundida , el LS-VHTR, similar al diseño avanzado del reactor de alta temperatura (AHTR), utiliza una sal de fluoruro líquida para enfriar en un núcleo de guijarros. [1] ( sección 3 ) Comparte muchas características con un diseño VHTR estándar, pero utiliza sal fundida como refrigerante en lugar de helio. El combustible de guijarros flota en la sal y, por lo tanto, los guijarros se inyectan en el flujo de refrigerante para llevarlos al fondo del lecho de guijarros y se retiran de la parte superior del lecho para su recirculación. El LS-VHTR tiene muchas características atractivas, que incluyen: la capacidad de trabajar a altas temperaturas (el punto de ebullición de la mayoría de las sales fundidas que se consideran son> 1400 ° C), operación a baja presión, alta densidad de potencia, mejor eficiencia de conversión eléctrica que una VHTR refrigerado por helio que funciona en condiciones similares, sistemas de seguridad pasiva y mejor retención de los productos de fisión en caso de que ocurra un accidente .
Control
En los diseños prismáticos, las varillas de control se insertan en los orificios cortados en los bloques de grafito que forman el núcleo. El VHTR se controlará como los diseños actuales de PBMR si utiliza un núcleo de lecho de guijarros, las barras de control se insertarán en el reflector de grafito circundante . El control también se puede lograr agregando guijarros que contengan absorbentes de neutrones .
Desafíos de materiales
La alta temperatura, la alta dosis de neutrones y, si se usa un refrigerante de sal fundida, el ambiente corrosivo , [1] ( p46 ) del VHTR requieren materiales que exceden las limitaciones de los reactores nucleares actuales. [ cita requerida ] En un estudio de los reactores de IV Generación en general (de los cuales hay numerosos diseños, incluido el VHTR), Murty y Charit sugieren que los materiales que tienen una alta estabilidad dimensional, con o sin tensión , mantienen su resistencia a la tracción , ductilidad , resistencia a la fluencia , etc. después del envejecimiento, y son resistentes a la corrosión son los principales candidatos para su uso en VHTR. Algunos materiales sugeridos incluyen superaleaciones a base de níquel , carburo de silicio , grados específicos de grafito, aceros con alto contenido de cromo y aleaciones refractarias . [9] Se están llevando a cabo más investigaciones en los laboratorios nacionales de EE. UU. En cuanto a qué problemas específicos deben abordarse en el VHTR de generación IV antes de la construcción.
Funciones de seguridad y otros beneficios
El diseño aprovecha las características de seguridad inherentes de un núcleo moderado por grafito refrigerado por helio con optimizaciones de diseño específicas. El grafito tiene una gran inercia térmica y el refrigerante de helio es monofásico, inerte y no tiene efectos de reactividad. El núcleo está compuesto de grafito, tiene una alta capacidad calorífica y estabilidad estructural incluso a altas temperaturas. El combustible está recubierto de uranio-oxicarburo que permite una alta combustión (cercana a 200 GWd / t) y retiene los productos de fisión. La alta temperatura media de salida del núcleo del VHTR (1.000 ° C) permite la producción de calor de proceso sin emisiones. Reactor está diseñado para 60 años de servicio. [10]
Ver también
- CAREM
- Neutrónicos y temperaturas dependientes del tiempo
- Reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura
- Lista de reactores nucleares
- Planta nuclear de próxima generación
- Física del reactor nuclear
- UHTREX
Referencias
- ^ a b c Ingersoll, D .; Forsberg, C .; MacDonald, P. (febrero de 2007). "Estudios comerciales para el reactor de muy alta temperatura enfriado con sal líquida: informe de progreso del año fiscal 2006" (PDF) . Ornl / Tm-2006/140 . Laboratorio Nacional de Oak Ridge. Archivado desde el original (PDF) el 16 de julio de 2011 . Consultado el 20 de noviembre de 2009 .
- ^ McCullough, C. Rodgers; Staff, Power Pile Division (15 de septiembre de 1947). "Informe resumido sobre diseño y desarrollo de pilas de energía refrigeradas por gas de alta temperatura" . Oak Ridge , TN , EE.UU .: Clinton Laboratories (ahora Oak Ridge National Laboratory ). doi : 10.2172 / 4359623 . OSTI 4359623 . Cite journal requiere
|journal=
( ayuda ) - ^ [1]
- ^ Base de conocimientos de HTGR del OIEA
- ^ Olander, D. (2009). "Combustibles nucleares - Presente y futuro" . Revista de materiales nucleares . 389 (1): 1–22. Código Bibliográfico : 2009JNuM..389 .... 1O . doi : 10.1016 / j.jnucmat.2009.01.297 .
- ^ Talamo, Alberto (2010). "Un concepto novedoso de las partículas QUADRISO. Parte II: Utilización para el control del exceso de reactividad" . Ingeniería y Diseño Nuclear . 240 (7): 1919-1927. doi : 10.1016 / j.nucengdes.2010.03.025 .
- ^ "Desarrollo de tecnología de reactor de enfriamiento de gas de alta temperatura" (PDF) . OIEA. 15 de noviembre de 1996. p. 61 . Consultado el 8 de mayo de 2009 .
- ^ "Rendimiento térmico e inestabilidades de flujo en un módulo desviador de metal poroso, multicanal, refrigerado por helio" . Inist. 2000 . Consultado el 8 de mayo de 2009 .
- ^ Murty, KL; Charit, I. (2008). "Materiales estructurales para reactores nucleares Gen-IV: desafíos y oportunidades". Revista de materiales nucleares . 383 (1–2): 189–195. Código Bibliográfico : 2008JNuM..383..189M . doi : 10.1016 / j.jnucmat.2008.08.044 .
- ^ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Página 489, Tabla 2. Cotización: Vida útil operativa diseñada (año) 60
enlaces externos
- Hoja de datos de VHTR del Laboratorio Nacional de Idaho
- "Presentación VHTR" (PDF) . Archivado desde el original (PDF) el 25 de febrero de 2009 . Consultado el 24 de noviembre de 2005 . (del año 2002)
- Sitio web del Foro Internacional Generación IV VHTR
- "Resumen del taller INL VHTR" (PDF) . Archivado desde el original (PDF) el 29 de noviembre de 2007 . Consultado el 21 de diciembre de 2005 .
- "El programa europeo de investigación y desarrollo de VHTR: RAPHAEL" . Archivado desde el original el 22 de julio de 2012 . Consultado el 1 de julio de 2015 .
- Reactor avanzado de alta temperatura de lecho de guijarros (PB-AHTR)
- Base de conocimientos de HTGR del OIEA
- Página ORNL NGNP
- Análisis termohidráulico INL del LS-VHTR
- Diapositivas de IFNEC de 2014 sobre SC- HTGR de Areva : [2]
- La Oficina de Energía Nuclear informa al OIEA en abril de 2014: [3]