Reactor modular de helio

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Turbina de gas, reactor de helio modular (GT-MHR, GT-MHR)  es un proyecto internacional para crear una central nuclear que cumpla con los requisitos del siglo XXI en materia de seguridad, basada en un reactor refrigerado por gas de alta temperatura con refrigerante de helio operando en un ciclo directo de turbina de gas. Nombre en inglés "Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR)". La creación de dos reactores de este tipo, junto con los reactores de neutrones rápidos BN-600 y BN-800, está incluida en el programa ruso-estadounidense para la eliminación de plutonio apto para armas , que no es necesario para fines de defensa. El proyecto es financiado a paridad por Rosatom (RF) y el Departamento de Energíay NNSA (EE.UU.).

OKBM Afrikantov , RNTs KI , VNIINM , General Atomics (EE. UU.), Framatome (Francia), Fuji Electric (Japón) participan en el proyecto .

Objetivos del proyecto GT-MHR

• Crear una planta que cumpla con los requisitos de la tecnología del siglo XXI en términos de seguridad, competitividad y minimización del impacto ambiental.
• Puesta en marcha de la primera unidad GT-MGR a más tardar en 2023 con minimización de I+D mediante el uso de la experiencia mundial acumulada en tecnología HTGR .
• Uso de la primera y varias unidades subsiguientes para quemar el exceso de plutonio apto para armas .
• Creación de una base para la posterior aplicación comercial de esta tecnología para la producción de electricidad y calor para necesidades domésticas e industriales, incluida la producción de hidrógeno .

Características del diseño

GT-MGR es un reactor de grafito-gas ensamblado en dos módulos: una unidad de reactor de alta temperatura y una unidad de conversión de energía (PCU). El primero contiene el núcleo y el sistema de protección y control del reactor (CPS), y el segundo incluye: una turbina de gas con un generador , un recuperador , refrigeradores. La conversión de energía es un ciclo Brayton cerrado de bucle único .

Los elementos combustibles son microesferas de óxido de plutonio , óxido de uranio o nitruro con un diámetro de 0,2 a 0,5 mm en una cubierta multicapa de carbono pirolítico y carburo de silicio . De acuerdo con los cálculos de diseño, un elemento de microcombustible de este tipo es capaz de retener eficazmente los fragmentos de fisión tanto en condiciones normales de funcionamiento (1250 °C) como en condiciones de emergencia (1600 °C).

Ambos módulos de la planta del reactor están ubicados en pozos verticales de hormigón armado bajo rasante.

Características técnicas principales

Potencia de instalación: térmica, MW eléctrico, MW	600 285
refrigerante	helio
Circulación de refrigerante 1 circuito	forzado
tipo de diseño	integral
Rango de poder	15 - 100%
Parámetros de la electricidad generada tensión en los terminales del generador, kV frecuencia actual, Hz	20 50
Parámetros del circuito refrigerante 1 presión, MPa temperatura a la entrada del reactor, C temperatura a la salida del reactor, C	7.24 490 850
Consumo de electricidad para necesidades propias, MW	7.5
Vida útil, años	60
Resistencia sísmica de los equipos.	8 puntos (MSK 64)

Ventajas

• Alta eficiencia;
• Simplificación del diseño de centrales nucleares debido al diseño modular del reactor;
• El uso de combustible en forma de micropartículas con revestimiento cerámico multicapa permite retener de manera eficiente los productos de fisión a altas tasas de quemado (hasta 640 MW día/kg) y temperaturas (hasta 1600 °C);
• El uso de un núcleo anular con baja densidad de potencia permite llevar a cabo la eliminación del calor residual del reactor utilizando métodos de circulación de aire natural;
• Redundancia múltiple de sistemas de control y protección;
• El uso de helio como refrigerante , sustancia químicamente inerte y que no afecta el equilibrio de neutrones ;
• El proyecto también prevé la posibilidad de disponer de plutonio apto para armas . Una unidad GT-MGR, compuesta por cuatro reactores, es capaz de procesar 34 toneladas de esta sustancia durante su operación. De acuerdo con la documentación de diseño, dicho combustible irradiado se puede eliminar sin procesamiento adicional.

Desventajas

• Baja potencia. Para reemplazar una unidad VVER-1000 , se requieren cuatro unidades GT-MGR. Este inconveniente se debe, por un lado, al uso de un gas refrigerante , que tiene una capacidad calorífica baja en comparación con el agua o el sodio , y, por otro lado, por la baja intensidad energética del núcleo como resultado de cumplir mayores requisitos de seguridad de los reactores. Esta característica pone en duda los argumentos sobre la simplificación del diseño de centrales nucleares con GT-MHR;
• La formación de una gran cantidad de β- carbono 14 C activo de larga duración en el moderador de grafito , que no tiene métodos aceptables de eliminación, y las reservas acumuladas durante la operación de los reactores RBMK ya son bastante grandes. Cuando se libera al medio ambiente, el 14 C tiende a acumularse en los organismos vivos;
• Falta de un esquema aceptable para el reprocesamiento y eliminación del combustible gastado. El procesamiento de sustancias que contienen silicio es muy difícil para la tecnología química. Por lo tanto, una vez que el combustible ingrese al reactor, se eliminará permanentemente del ciclo del combustible nuclear.
• Actualmente, no existe una tecnología industrial probada para la producción de elementos combustibles a partir del plutonio , lo que está asociado a su química extremadamente compleja. Establecer dicha producción requiere inversiones de capital comparables o incluso superiores a las inversiones en procesamiento de uranio en toda la historia de la industria nuclear. Por lo tanto, la declaración sobre el uso de GT-MHR para la eliminación de plutonio apto para armas parece bastante dudosa. Al mismo tiempo, también se debe tener en cuenta que en el mundo solo se han acumulado unas 400 toneladas de plutonio, es decir, puede ser suficiente para el ciclo de vida de solo 10 unidades de potencia (4 reactores cada una).
• El uso de helio como refrigerante , ya que en caso de accidente asociado a la despresurización del reactor, inevitablemente todo el refrigerante será sustituido por aire más pesado.

Hitos

• 1995-1997 - diseño conceptual.
• 2000-2002 - diseño preliminar.
• 2003-2005 - proyecto técnico.
• 2005-2008 — puesta en marcha de la producción de combustible para el módulo prototipo.
• 2009-2010 — Puesta en marcha del módulo prototipo GT-MGR.
• 2007-2011 — puesta en marcha de la producción de combustible para la unidad de potencia de 4 módulos AS GT-MGR.
• 2012-2015 — puesta en marcha de una unidad de potencia de 4 módulos AS GT-MG

Por el momento hay desarrollos más detallados del proyecto.

Prospectos de proyecto

Desde un punto de vista profesional, el proyecto es bastante interesante, sin embargo, debido a las deficiencias enumeradas, su implementación industrial parece dudosa y, además, utópica.

Véase también

• Reactor nuclear
• Reactor de agua a presión
• Reactor de gas de grafito
• Combustible nuclear
• ciclo del combustible nuclear

Notas

Enlaces

• sitio web del proyecto
• Ian Gore-Lacy, "Electricidad nuclear", Capítulo 4.3 Reactores de próxima generación (I Hore-Lacy, Electricidad nuclear ISBN 0-9593829-8-4 )
• Thomas B. Kinger, Enciclopedia de energía nuclear: ciencia, tecnología y aplicaciones; 22.7.1 GT-MHR (página 247)
• Ran F., Adamantiades A., Kenton J., Brown C. Manual de tecnologías de energía nuclear / Ed. V. A. Legasova. — M.: Energoatomizdat, 1989. — 752 p.
• Kostin VI DESARROLLO DEL PROYECTO DE LA UNIDAD DE CONVERSIÓN DE ENERGÍA GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 . - S. 57-63 .
• Unidad de conversión de energía Kostin VI, Kodochigov NG, Vasyaev AV, Golovko VF con ciclo directo de turbina de gas para la generación de energía eléctrica como parte de la planta de reactor GT-MHR Proc. de HTR-2004 // Conferencia sobre reactores enfriados por gas de alta temperatura, Beijing, China, sept. 22-24, 2004.
• Boyko VI EVALUACIÓN DEL RECURSO DE GRAFITO DE LOS BLOQUES DE COMBUSTIBLE DEL REACTOR GT-MGR  // Boletín de la Universidad Politécnica de Tomsk. - 2005. - T. 308 . - S. 81-84 .
• VF Zelensky, N.P. Odeychuk, V. K. Yakovlev, V. A. Gurín. ESTADO ACTUAL DE LOS TRABAJOS EN REACTORES DE ALTA TEMPERATURA REFRIGERADOS POR GAS (HTGR) EN EL MUNDO Y PERSPECTIVAS DE SU APLICACIÓN EN UCRANIA  // Problemas de la ciencia y la tecnología atómica. - 2009. - Edición. 4-2 . - S. 247-255 .
• AI Kiryushin, NG Kodochigov, NG Kuzavkov et al. Proyecto del reactor de helio de alta temperatura con turbina de gas GM-MHR // Nucl. Ing. Diseño.. - 1997. - T. 173 . — Art. 119-129 .
• N.G. Kodochigov et al. Estudios computacionales y experimentales de las características físicas de neutrones del núcleo GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 , núm. 1 . - S. 63-68 .
• L. Popov. La central nuclear de helio promete no explotar (membrana.ru, 29 de agosto de 2005).
• A. Ruchkin. El helio servirá a la industria de la energía nuclear . (Neftegaz.RU, 15 de octubre de 2009).