Reactor refrigerado por gas de alta temperatura
Un reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR) es un tipo de reactor nuclear refrigerado por gas que utiliza combustible de uranio y moderación de grafito para producir temperaturas de salida del núcleo del reactor muy altas . [1] Todos los reactores HTGR existentes utilizan refrigerante de helio . El núcleo del reactor puede ser un "bloque prismático" (que recuerda a un núcleo de reactor convencional) o un núcleo de " lecho de guijarros ". China Huaneng Group opera actualmente HTR-PM , una planta de energía HTGR de 250 MW en la provincia de Shandong , China.
Las altas temperaturas de funcionamiento de los reactores HTGR permiten potencialmente aplicaciones como la producción de calor de proceso o de hidrógeno a través del ciclo termoquímico azufre-yodo . Una propuesta de desarrollo del HGTR es el reactor de muy alta temperatura (VHTR) de Generación IV , que inicialmente funcionaría con temperaturas de 750 a 950 °C.
Historia
El uso de un reactor de alta temperatura refrigerado por gas para la producción de energía fue propuesto en 1944 por Farrington Daniels , entonces director asociado de la división de química del Laboratorio Metalúrgico de la Universidad de Chicago . Inicialmente, Daniels imaginó un reactor que utilizara un moderador de berilio . El desarrollo de esta propuesta de diseño de alta temperatura continuó en la División de Pilas de Energía de los Laboratorios Clinton (conocidos ahora como Laboratorio Nacional de Oak Ridge ) hasta 1947. [2] El profesor Rudolf Schulten en Alemania también jugó un papel en el desarrollo durante la década de 1950. Peter Fortescue, mientras estaba en General Atomics , 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 de la unidad 1 de Peach Bottom en los Estados Unidos fue el primer reactor de alta temperatura que produjo electricidad, y lo hizo con mucho éxito, ya que funcionó desde 1966 hasta 1974 como demostrador de tecnología. La central generadora Fort St. Vrain fue un ejemplo de este diseño que funcionó como reactor de alta temperatura de 1979 a 1989. Aunque el reactor sufrió algunos problemas que llevaron a su desmantelamiento debido a factores económicos, sirvió como prueba del concepto de reactor de alta temperatura en los Estados Unidos (aunque desde entonces no se han desarrollado allí nuevos reactores de alta temperatura comerciales). [4] [ verificación fallida ]
También han existido HTGR experimentales en el Reino Unido (el reactor Dragon ) y Alemania ( reactor AVR y THTR-300 ), y actualmente existen en Japón (el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura que utiliza combustible prismático con 30 MW th de capacidad) y China (el HTR-10 , un diseño de lecho de guijarros con 10 MW e de generación). Dos HTGR de lecho de guijarros a escala real, los reactores HTR-PM , cada uno con 100 MW de capacidad de producción eléctrica, han entrado en funcionamiento en China a partir de 2021. [5]
Diseño de reactores
Moderador de neutrones
El moderador de neutrones es grafito, aunque si el núcleo del reactor está configurado en bloques prismáticos de grafito o en guijarros de grafito depende del diseño del HTGR.
Combustible nuclear
El combustible utilizado en los HTGR son partículas de combustible recubiertas, como las partículas de combustible TRISO [6] [7] [8] [9] . 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 posibilidades. 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. [10] Las partículas TRISO se dispersan en un guijarro para el diseño del lecho de guijarros o se moldean en compactos/barras que luego se insertan en los bloques de grafito hexagonales. El concepto de combustible QUADRISO [11] concebido en el Laboratorio Nacional de Argonne se ha utilizado para gestionar mejor el exceso de reactividad.
Refrigerante
El helio ha sido el refrigerante utilizado en todos los reactores de alta temperatura hasta la fecha. El helio es un gas inerte , por lo que generalmente no reacciona químicamente con ningún material. [12] Además, la exposición del helio a la radiación de neutrones no lo vuelve radiactivo, [13] a diferencia de la mayoría de los otros refrigerantes posibles.
Control
En los diseños prismáticos, las barras de control se insertan en agujeros cortados en los bloques de grafito que forman el núcleo. El VHTR se controlará como los diseños PBMR actuales 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 absorbedores de neutrones .
Características de seguridad y otros beneficios
El diseño aprovecha las características de seguridad inherentes de un núcleo moderado por grafito y 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 térmica y estabilidad estructural incluso a altas temperaturas. El combustible es uranio-oxicarburo recubierto que permite un alto grado de quemado (que se acerca a los 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 sin emisiones de calor de proceso de alta calidad . Los reactores están diseñados para 60 años de servicio. [14]
Lista de reactores HTGR
Reactores construidos
En 2011, se habían construido y puesto en funcionamiento un total de siete reactores HTGR. [15] En 2021/22 se pusieron en funcionamiento otros dos reactores HTGR en el sitio HTR-PM de China .
Nombre de la instalación | País | Oficial | Cerrar | Número de reactores | Tipo de combustible | Temperatura de salida (°C) | Potencia térmica (MW) |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Reactor dragón [15] | Reino Unido | 1965 | 1967 | 1 | Prismático | 750 | 21.5 |
| Fondo de melocotón [15] | Estados Unidos | 1967 | 1974 | 1 | Prismático | 700–726 | 115 |
| AVR [15] | Alemania | 1967 | 1988 | 1 | Lecho de guijarros | 950 | 46 |
| Fuerte Saint Vrain [15] | Estados Unidos | 1979 | 1989 | 1 | Prismático | 777 | 842 |
| THTR-300 [15] | Alemania | 1985 | 1988 | 1 | Lecho de guijarros | 750 | 750 |
| HTTR [15] | Japón | 1999 | Operacional | 1 | Prismático | 850–950 | 30 |
| HTR-10 [15] | Porcelana | 2000 | Operacional | 1 | Lecho de guijarros | 700 | 10 |
| HTR-PM [16] | Porcelana | 2021 | Operacional | 2 | Lecho de guijarros | 750 | 250 |
Además, entre 1969 y 1971, el Laboratorio Nacional de Los Álamos operó el Experimento de Reactor de Temperatura Ultra Alta de 3 MW (UHTREX) para desarrollar la tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura. [17] En el UHTREX, a diferencia de los reactores HTGR, el refrigerante de helio entraba en contacto directo con el combustible nuclear, alcanzando temperaturas superiores a los 1300 °C.
Diseños propuestos
- Reactor modular de lecho de guijarros (1994): reactor propuesto para la central nuclear de Koeberg , Sudáfrica
- Reactor modular de helio con turbina de gas (1997): propuesta de reactor con conversión de energía con turbina de gas
- Planta nuclear de próxima generación (2005): propuesta de reactor de muy alta temperatura de Generación IV
- X-energy (2016): desarrolladores de un reactor de lecho de guijarros de Generación IV propuesto
- U-Battery (2020): un proyecto de diseño de reactores modulares pequeños y micro, que se discontinuará en 2023
Referencias
- ^ Evans D. Kitcher (26 de agosto de 2020). "Un libro blanco: Opciones de disposición para un reactor refrigerado por gas de alta temperatura" (PDF) . Laboratorio Nacional de Idaho.
El reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGR) es un concepto de diseño de reactor nuclear refrigerado por gas, moderado con grafito y alimentado con uranio, capaz de producir temperaturas de salida del núcleo muy altas.
- ^ McCullough, C. Rodgers; Staff, Power Pile Division (15 de septiembre de 1947). "Informe resumido sobre el diseño y desarrollo de pilotes de potencia refrigerados 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 citar revista|journal=( ayuda ) - ^ "Peter Fortescue muere a los 102 años".
- ^ Base de conocimientos sobre reactores de alta potencia del OIEA
- ^ "El HTR de demostración PM se prepara para la conexión a la red: New Nuclear - World Nuclear News". world-nuclear-news.org .
- ^ Alameri, Saeed A. y Mohammad Alrwashdeh. "Análisis neutrónico tridimensional preliminar de partículas de combustible TRISO revestidas con IFBA en un reactor avanzado de alta temperatura con núcleo prismático". Annals of Nuclear Energy 163 (2021): 108551.
- ^ Alrwashdeh, Mohammad y Saeed A. Alameri. "Análisis de núcleo completo bidimensional de partículas de combustible TRISO revestidas con IFBA en reactores de muy alta temperatura". En la Conferencia internacional sobre ingeniería nuclear, vol. 83761, pág. V001T05A014. Sociedad Estadounidense de Ingenieros Mecánicos, 2020
- ^ Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alameri y Ahmed K. Alkaabi. "Estudio preliminar de un combustible para reactor avanzado de alta temperatura con núcleo prismático utilizando el método de homogeneización doblemente heterogéneo". Ciencia nuclear e ingeniería 194, núm. 2 (2020): 163-167.
- ^ Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alamaeri, Ahmed K. Alkaabi y Mohamed Ali. "Homogeneización de combustible TRISO mediante el método de transformación física de reactividad equivalente". Transactions 121, n.º 1 (2019): 1521-1522.
- ^ 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.
- ^ Talamo, Alberto (2010). "Un nuevo concepto de partículas QUADRISO. Parte II: Utilización para el control del exceso de reactividad". Ingeniería nuclear y diseño . 240 (7): 1919–1927. doi :10.1016/j.nucengdes.2010.03.025.
- ^ "Desarrollo de tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura" (PDF) . OIEA. 15 de noviembre de 1996. pág. 61 . Consultado el 8 de mayo de 2009 .
- ^ "Rendimiento térmico e inestabilidades de flujo en un módulo desviador de metal poroso, refrigerado por helio y multicanal". Inist. 2000. Archivado desde el original el 30 de enero de 2012. Consultado el 8 de mayo de 2009 .
- ^ 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. Cita: Tiempo de vida útil diseñado (año) 60
- ^ abcdefgh JM Beck, LF Pincock (abril de 2011). "Lecciones aprendidas sobre reactores refrigerados por gas de alta temperatura aplicables a la planta nuclear de próxima generación" (PDF) . Laboratorio Nacional de Idaho.
Hasta la fecha, se han construido y puesto en funcionamiento siete plantas de HTGR.
- ^ https://aris.iaea.org/PDF/HTR-PM.pdf [ URL básica PDF ]
- ^ Lipper, HW (1969), "Reactores refrigerados por gas de alta temperatura que utilizan refrigerante de helio", Actas del simposio sobre helio de 1968: cien años de helio , Estados Unidos, pág. 117.
Tres de estas plantas, AVR, Peach Bottom y Fort St. Vrain, son plantas generadoras de electricidad reales, y dos, Dragon y UHTREX, son plantas experimentales que se utilizan principalmente para desarrollar la tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura.
Enlaces externos
- Hoja informativa del Laboratorio Nacional de Idaho sobre VHTR
- "Presentación del 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 del 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 del 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) Archivado el 6 de octubre de 2010 en Wayback Machine
- Base de conocimientos sobre reactores de alta temperatura del OIEA
- Página NGNP de ORNL
- Análisis termohidráulicos del LS-VHTR del INL
- Diapositivas del IFNEC de 2014 sobre el SC-HTGR de Areva: [1] Archivado el 4 de marzo de 2016 en Wayback Machine.
- La Oficina de Energía Nuclear informa al OIEA en abril de 2014: [2]
