Reactor nuclear de alta temperatura

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El reactor nuclear de alta temperatura (HTR, HTR, HTGR) es un reactor nuclear de un solo paso moderado con grafito de generación IV . HRT es un tipo de reactor de alta temperatura (HTR) que teóricamente puede tener una temperatura de salida de 1000 °C. El núcleo del reactor puede ser un "bloque prismático" (similar al núcleo de un reactor convencional) o un núcleo de lecho de guijarros . Las altas temperaturas permiten la producción de hidrógeno a través del ciclo termoquímico de azufre-yodo .

Resumen

VGR es un tipo de reactor de alta temperatura en el que teóricamente se pueden alcanzar temperaturas de salida de hasta 1000 °C.

Hay dos tipos principales de RGR: reactores de lecho de guijarros (PBR) y reactores de bloque de prisma (PMR). El reactor de bloque prismático tiene un núcleo en una configuración de bloque prismático en el que los bloques de grafito hexagonales se apilan uno encima del otro en un recipiente de presión cilíndrico . El diseño del reactor de lecho de guijarros (PBR) consiste en combustible en forma de guijarros apilado en un recipiente de presión cilíndrico. En ambos reactores, el combustible se puede almacenar en un espacio anular con un cabrestante central de grafito , dependiendo del diseño y la potencia deseada del reactor.

Historia

El diseño de PGR fue propuesto por primera vez por el Laboratorio Clinton (ahora conocido como el Laboratorio Nacional de Oak Ridge [1] ) en 1947 [2] . El profesor Rudolf Schulten de Alemania también desempeñó un papel en el desarrollo de la energía nuclear en la década de 1950. Peter Fortescue , cuando estaba en General Atomic, fue el líder del equipo responsable del desarrollo inicial del reactor refrigerado por gas de alta temperatura, así como del reactor de gas rápido [3] .

El reactor de fondo de durazno en los Estados Unidos fue el primer AGR en producir electricidad y funcionó con mucho éxito desde 1966 hasta 1974 como demostrador de tecnología. Un ejemplo de este diseño fue la estación generadora de Fort St. Vrain, que funcionó como VGR de 1979 a 1989. Aunque el reactor experimentó algunos problemas que llevaron a su desmantelamiento debido a factores económicos, sirvió como FGR de prueba de concepto en los Estados Unidos (aunque desde entonces no se ha desarrollado ningún FGR comercial nuevo) [4] . 

El HRT también se ha desarrollado en el Reino Unido ( Reactor Dragon ) y Alemania ( Reactor AVR y THTR-300 ) y actualmente existe en Japón ( Reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura con combustible prismático de 30 MW) y China ( HTR-10 , Proyecto de reactor con pebble capa con una potencia eléctrica de 10 MW). A partir de 2019, dos reactores FGR de lecho de guijarros HTR-PM a gran escala , cada uno con una potencia eléctrica de 100 MW, están en construcción en China a partir de 2019.

Diseño de un reactor nuclear

Moderador de neutrones

El moderador de neutrones es grafito, aunque la configuración del núcleo del reactor en forma de bloques prismáticos de grafito o guijarros de grafito depende del diseño del VGR.

Combustible nuclear

El combustible utilizado en el SGR son partículas de combustible recubiertas, como las partículas de combustible TRISO . Las partículas de combustible recubiertas tienen núcleos de combustible generalmente hechos de dióxido de uranio , sin embargo, también es posible el carburo de uranio o el oxicarburo de uranio. El oxicarburo de uranio combina carburo de uranio con 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 poroso en la partícula [5] . Las partículas de TRISO se dispersan en los guijarros, que forman una capa de guijarros, o se forman en briquetas/varillas, que luego se insertan en bloques de grafito hexagonales. El concepto de combustible QUADRISO [6] desarrollado en el Laboratorio Nacional de Argonne se ha utilizado para gestionar mejor el exceso de reactividad.

Refrigerante

Helio

Hasta ahora, se ha utilizado helio como refrigerante en la mayoría de los VGR, y la temperatura máxima y la potencia dependen del diseño del reactor. El helio es un gas inerte , por lo que normalmente no reacciona químicamente con ningún material [7] . Además, el efecto de la radiación de neutrones sobre el helio no lo vuelve radiactivo [8] , a diferencia de la mayoría de los otros posibles refrigerantes.

Sal fundida

La versión enfriada con sal fundida del LS-VHTR es similar al diseño del reactor avanzado de alta temperatura (AHTR), que utiliza sal de fluoruro líquido para enfriar los guijarros [1] . Tiene muchas características en común con el diseño VGR estándar, pero se utilizan sales fundidas como refrigerante en lugar de helio. El combustible de guijarros flota en la sal y, por lo tanto, los gránulos se inyectan en la corriente de refrigerante que se lleva al fondo del lecho de guijarros y se retira de la parte superior del lecho para su recirculación. LS-VHTR tiene muchas características atractivas, que incluyen: capacidad para operar a altas temperaturas (el punto de ebullición de la mayoría de las sales fundidas en consideración es superior a 1400 °C), operación a baja presión, alta densidad de potencia, mejor eficiencia de conversión eléctrica que VGR enfriado con helio operando en condiciones similares, sistemas de seguridad pasiva y mejor contención de los productos de fisión en caso de accidente .

Controlar

En los diseños prismáticos, las barras de control se insertan en agujeros cortados en los bloques de grafito que forman el núcleo. Los reactores de tipo guijarro se controlan de la misma manera que los diseños actuales de reactores modulares de lecho de guijarros, si utiliza un núcleo de guijarros, las barras de control se insertarán en el reflector de grafito circundante . El control también se puede lograr agregando guijarros que contienen absorbentes de neutrones .

Problemas con los materiales

Las altas temperaturas, la alta dosis de neutrones y, si se utiliza un refrigerante de sal fundida, un entorno corrosivo [1] requieren materiales que superan las limitaciones de los reactores nucleares modernos. En un estudio de reactores de Generación IV (que tienen muchas opciones, incluidos los de alta temperatura), Murthy y Charit creen que los principales candidatos para su uso en HTR son materiales que tienen una alta estabilidad dimensional, tanto bajo tensión mecánica como sin ella, conservan la resistencia . a la ruptura , ductilidad , envejecimiento, resistencia a la fluencia y resistencia a la corrosión. Algunos materiales sugeridos incluyen superaleaciones a base de níquel , carburo de silicio , ciertos grados de grafito, aceros con alto contenido de cromo y aleaciones refractarias [9] . Se están realizando investigaciones en los Laboratorios Nacionales de EE. UU . sobre qué problemas específicos deben abordarse en los VTR de Generación IV antes de la construcción.

Funciones de seguridad y otros beneficios

Los reactores moderados con grafito enfriados con helio, con alguna optimización de diseño, tienen una serie de ventajas relacionadas con la seguridad. El grafito tiene una gran inercia térmica y el refrigerante helio es monofásico, inerte y no afecta la reactividad. El núcleo está compuesto de grafito, tiene una alta capacidad calorífica y estabilidad estructural incluso a altas temperaturas. El combustible está recubierto con oxicarburo de uranio, que proporciona una alta eficiencia (alrededor de 200 GW día/t) y retiene los productos de fisión. La alta temperatura media a la salida del núcleo VGR (1000 °C) permite producir calor de proceso sin emisiones. El reactor está diseñado para 60 años de servicio [10] .

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  • UHTREX

Notas

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (febrero de 2007). “Estudios comerciales para el reactor de muy alta temperatura enfriado por 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 . Parámetro obsoleto utilizado |deadlink=( ayuda )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15 de septiembre de 1947). “Informe resumido sobre el diseño y desarrollo de pilas de energía refrigeradas por gas de alta temperatura” . Laboratorios Clinton (ahora Laboratorio Nacional Oak Ridge ). DOI : 10.2172/4359623 . Archivado desde el original el 2021-02-06 . Consultado el 07-06-2021 . Parámetro obsoleto utilizado |deadlink=( ayuda )
  3. ↑ Peter Fortescue muere a los 102 años | Atómica General . Consultado el 7 de junio de 2021. Archivado desde el original el 20 de enero de 2021.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Archivado el 6 de abril de 2012 en Wayback Machine .
  5. ↑ Olander, D. (2009). "Combustibles nucleares - Presente y futuro" . Revista de Materiales Nucleares . 389 (1): 1-22. Código Bib : 2009JNuM..389....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Archivado desde el original el 28 de octubre de 2018 . Consultado el 07-06-2021 . Parámetro obsoleto utilizado |deadlink=( ayuda )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). “Un concepto novedoso de 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 . Archivado desde el original el 2021-02-04 . Consultado el 07-06-2021 . Parámetro obsoleto utilizado |deadlink=( ayuda )
  7. ↑ Desarrollo de tecnología de reactor enfriado por gas de alta temperatura 61. OIEA (15 de noviembre de 1996). Consultado el 8 de mayo de 2009. Archivado desde el original el 9 de marzo de 2012.
  8. ↑ Rendimiento térmico e inestabilidades de flujo en un módulo desviador de metal poroso, enfriado con helio y multicanal . insistir Consultado el 8 de mayo de 2009. Archivado desde el original el 30 de enero de 2012.
  9. ↑ Murty, KL (2008). “Materiales estructurales para reactores nucleares Gen-IV: Retos y oportunidades”. Revista de Materiales Nucleares . 383 (1-2): 189-195. Código Bib : 2008JNuM..383..189M . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2008.08.044 .
  10. ↑ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Archivado desde agosto 9, 2017 en Wayback Machine Página 489, Tabla 2. Cita: Tiempo de vida operativo diseñado (año) 60

 

Enlaces

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