Reactor refrigerado por gas

Este artículo necesita citas adicionales para su verificación . Por favor, ayude a mejorar este artículo añadiendo citas de fuentes fiables . El material sin fuentes puede ser cuestionado y eliminado. Buscar fuentes:  «Reactor refrigerado por gas» – noticias  · periódicos  · libros  · académico  · JSTOR ( febrero de 2024 ) ( Aprenda cómo y cuándo eliminar este mensaje )

Un reactor refrigerado por gas (GCR) es un reactor nuclear que utiliza grafito como moderador de neutrones y un gas ( dióxido de carbono o helio en los diseños existentes) como refrigerante . ^[1] Aunque existen muchos otros tipos de reactores refrigerados por gas, los términos GCR y en menor medida reactor refrigerado por gas se utilizan particularmente para referirse a este tipo de reactor.

El GCR fue capaz de utilizar uranio natural como combustible, lo que permitió a los países que lo desarrollaron fabricar su propio combustible sin depender de otros países para el suministro de uranio enriquecido , que en el momento de su desarrollo en la década de 1950 solo estaba disponible en Estados Unidos o la Unión Soviética . El reactor canadiense CANDU , que utiliza agua pesada como moderador, fue diseñado con el mismo objetivo de utilizar combustible de uranio natural por razones similares.

Históricamente, los reactores refrigerados por gas moderados por grafito y con espectro térmico competían principalmente con los reactores de agua ligera , pero finalmente perdieron ante ellos después de haber sido utilizados en algunos casos en Gran Bretaña y Francia. Los reactores de agua pesada comparten algunas consideraciones de diseño, ya que ambos son capaces, en principio, de utilizar combustible no enriquecido, pero requieren recarga en línea para ser reactores de potencia viables.

• No hay coeficiente de reactividad nulo , ya que el refrigerante es un gas a temperatura ambiente y permanece gaseoso a temperatura de funcionamiento.
• Se puede utilizar uranio natural ( no enriquecido ), ya que el carbono tiene una sección transversal de absorción de neutrones menor que el agua ligera.
• Se puede lograr una alta temperatura de salida del refrigerante, lo que aumenta la eficiencia de Carnot.
• Presión menor que en un reactor de agua presurizada
• Los reactores Magnox fueron diseñados para un uso dual, produciendo tanto plutonio apto para energía como para armas; los diseños posteriores, en cambio, produjeron plutonio apto para reactores.
• Menor peligro de explosión de hidrógeno ya que no hay agua presente
• La alta temperatura de salida del refrigerante permite un mejor uso del calor del proceso si se desea
• La adición de agua normal (liviana), por ejemplo, como refrigerante de emergencia, ralentiza la reacción, lo que permite una mayor seguridad a la hora de afrontar accidentes imprevistos.

• Voluminoso debido a la menor densidad energética del uranio natural en comparación con el combustible enriquecido y al menor efecto moderador del carbono en comparación con el agua.
• Las vainas de combustible Magnox no se pueden almacenar durante mucho tiempo en una piscina de combustible gastado, lo que hace obligatorio el reprocesamiento nuclear.
• La reacción de Boudouard entre el moderador de grafito y el refrigerante de CO2 _puede producir monóxido de carbono explosivo y venenoso.
• Un accidente por pérdida de refrigerante , a diferencia de lo que ocurre en un reactor moderado por agua, no causa por sí solo una parada de emergencia.
• El grafito es inflamable y está expuesto a altas temperaturas durante el funcionamiento: un incendio de grafito es un posible escenario de accidente.
• El grafito nuclear es más caro que el agua ligera pero menos costoso que el agua pesada.

Había dos tipos principales de GCR de generación I:

• Los reactores Magnox desarrollados por el Reino Unido .
• Los reactores UNGG desarrollados por Francia .

La principal diferencia entre estos dos tipos está en el material de revestimiento del combustible. Ambos tipos se construyeron principalmente en sus países de origen, con unas pocas ventas de exportación: dos plantas Magnox a Italia y Japón , y una UNGG a España . Más recientemente, Corea del Norte ha construido GCR basados ​​en los planos desclasificados de los primeros reactores Magnox en el Centro de Investigación Científica Nuclear de Yongbyon .

Ambos tipos utilizaban materiales de revestimiento de combustible que no eran adecuados para el almacenamiento a medio plazo bajo el agua, lo que hacía del reprocesamiento una parte esencial del ciclo del combustible nuclear . Ambos tipos también fueron diseñados y utilizados, en sus países de origen, para producir plutonio apto para armas , pero a costa de una interrupción importante de su uso para la generación de energía a pesar de la provisión de reabastecimiento en línea .

En el Reino Unido, el Magnox fue reemplazado por el reactor avanzado refrigerado por gas (AGR), un reactor refrigerado por gas de Generación II mejorado . En Francia, el UNGG fue reemplazado por el reactor de agua a presión (PWR).

Los tipos de reactores refrigerados por gas incluyen:

• Reactor refrigerado por gas (moderado con grafito, refrigerado por _CO2 )
  • Magnox (diseño británico, 28 unidades construidas, 1956-2015)
  • Reactor UNGG (diseño francés, 10 construidos, 1956-1994)
  • Reactor avanzado refrigerado por gas (sucesor de Magnox, 15 construidos, 1962-actualidad)
• Reactor refrigerado por gas de agua pesada (moderado con agua pesada, refrigerado por _CO2 )
  • Central nuclear de Brennilis (1967-1985)
  • KS 150 (1972-1979)
  • Central nuclear de Niederaichbach (1973-1974)
• Reactor de alta y muy alta temperatura (moderado con grafito, refrigerado con helio)
  • Reactor de bloque prismático
    • Reactor Dragón (1964-1975)
    • Central nuclear de Peach Bottom (1967-1974)
    • Central generadora de Fort Saint Vrain (1979-1989)
    • Reactor de pruebas de ingeniería de alta temperatura (1999-actualidad)
    • Reactor modular de helio con turbina de gas ( diseño de General Atomics )
    • Reactor refrigerado por gas de alta temperatura con ciclo de vapor ( diseño SMR de Areva )
  • Reactor de lecho de guijarros
    • Reactor AVR (1966-1988)
    • THTR-300 (1983-1989)
    • HTR-10 (2003-actualidad)
    • HTR-PM (en construcción)
    • Reactor modular de lecho de guijarros (diseño)
• Reactor rápido refrigerado por gas (sin moderador, refrigerado por helio)
  • Módulo multiplicador de energía (diseño de General Atomics)

• UHTREX