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Reactor refrigerado por gas de alta temperatura

Plataforma de reabastecimiento de combustible en Fort Saint Vrain HTGR , 1972 Un reactor de gas de alta temperatura (HTGR) es un tipo de reactor nuclear refrigerado por gas que ...

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Plataforma de reabastecimiento de combustible en Fort Saint Vrain HTGR , 1972

Un reactor de gas de alta temperatura (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 . (700 a 950  °C) [ 1 ] Todos los reactores HTGR existentes utilizan helio como refrigerante. 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 central eléctrica HTGR de 250 MW con dos HTGR de lecho de guijarros, en la provincia de Shandong , China .

Las altas temperaturas de funcionamiento de los reactores HTGR permiten potencialmente aplicaciones como la producción de calor para procesos industriales o hidrógeno mediante el ciclo termoquímico de azufre-yodo . Un desarrollo propuesto del HTGR es el reactor de muy alta temperatura de cuarta generación (VHTR).

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 concibió un reactor que utilizara berilio como moderador. El desarrollo de esta propuesta de diseño de alta temperatura continuó en la División Power Pile de los Laboratorios Clinton (ahora conocidos como Laboratorio Nacional Oak Ridge ) hasta 1947. [ 2 ] El profesor Rudolf Schulten en Alemania también desempeñó un papel en el desarrollo durante la década de 1950. Peter Fortescue , mientras trabajaba en General Atomics , fue el líder del equipo responsable del desarrollo inicial del reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR), así como del sistema de reactor rápido refrigerado por gas (GCFR). [ 3 ]

La Unidad 1 de Peach Bottom de Estados Unidos fue el primer reactor HTGR en producir electricidad, y lo hizo con gran éxito, operando desde 1966 hasta 1974 como demostrador tecnológico. La central hidroeléctrica de Fort St. Vrain fue un ejemplo de este diseño que operó como un reactor HTGR desde 1979 hasta 1989. Si bien el reactor sufrió algunos problemas que llevaron a su desmantelamiento debido a factores económicos, sirvió como prueba del concepto HTGR en Estados Unidos (aunque desde entonces no se han desarrollado nuevos reactores HTGR comerciales allí). [ 4 ]

También han existido reactores HTGR experimentales en el Reino Unido (el reactor Dragon ) y Alemania ( el reactor AVR y el THTR-300 ), y actualmente existen en Japón (el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura que utiliza combustible prismático con una capacidad de 30 MWth ) y China (el HTR-10 , un diseño de lecho de guijarros con una generación de 10 MWe ) . Dos reactores HTGR de lecho de guijarros a escala real, los reactores HTR-PM , cada uno con una capacidad de producción eléctrica de 100 MW, entraron en funcionamiento en China en 2021. [ 5 ]

Diseño de reactores

Diagrama de flujo simplificado de un reactor HTGR de 1100 MWe.

moderador de neutrones

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

Combustible nuclear

El combustible utilizado en los HTGR son partículas de combustible recubiertas, como las partículas de combustible TRISO [ 6 ] . Estas partículas recubiertas tienen núcleos de combustible, generalmente de dióxido de uranio ; sin embargo, también se pueden usar carburo de uranio u oxicarburo de uranio. El oxicarburo de uranio combina carburo de uranio con dióxido de uranio para reducir la estequiometría de oxígeno. Una menor cantidad de oxígeno puede disminuir la presión interna en las partículas TRISO debido a la formación de monóxido de carbono, como consecuencia de la oxidación de la capa de carbono poroso en la partícula [ 7 ] . Las partículas TRISO se dispersan en forma de guijarro para el diseño del lecho de guijarros o se moldean en compactos/varillas que luego se insertan en los bloques hexagonales de grafito.

Refrigerante

El helio ha sido el refrigerante utilizado en todos los reactores HTGR hasta la fecha. El helio es un gas inerte , por lo que generalmente no reacciona químicamente con ningún material. [ 8 ] Además, exponer el helio a la radiación de neutrones no lo vuelve radiactivo, [ 9 ] a diferencia de la mayoría de los demás refrigerantes posibles.

Control

En los diseños prismáticos, las barras de control se insertan en orificios practicados en los bloques de grafito que conforman el núcleo. El VHTR se controlará de forma similar a 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 puede lograrse añadiendo guijarros que contengan absorbentes 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 posee una gran inercia térmica y el refrigerante de helio es monofásico, inerte y no presenta efectos de reactividad. El núcleo está compuesto de grafito, tiene una alta capacidad calorífica y estabilidad estructural incluso a altas temperaturas. El combustible es de oxicarburo de uranio recubierto, lo que permite una alta quema (cercana a 200  GWd/t) y retiene los productos de fisión. La alta temperatura media de salida del núcleo del VHTR (1000 °C) permite la producción de calor de proceso  de alta calidad sin emisiones . Los reactores están diseñados para 60 años de servicio. [ 10 ]

Lista de reactores HTGR

Reactores construidos

Hasta 2011, se habían construido y operado un total de siete reactores HTGR. [ 11 ] Otros dos reactores HTGR se pusieron en funcionamiento en el sitio HTR-PM de China , en 2021/22.

Además, entre 1969 y 1971, el Laboratorio Nacional de Los Alamos operó el Experimento de Reactor de Ultra Alta Temperatura (UHTREX) de 3 MW para desarrollar la tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura. [ 14 ] 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 1300 °C. 

Diseños propuestos

Referencias

  1. ↑ 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 por grafito y alimentado con uranio, capaz de producir temperaturas de salida del núcleo muy altas.
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers; Personal, División de Pilotes de Energía (15 de septiembre de 1947). Informe resumido sobre el diseño y desarrollo de un pilote de energía refrigerado por gas de alta temperatura (Informe técnico). Oak Ridge , TN , EE. UU.: Laboratorios Clinton (ahora Laboratorio Nacional de Oak Ridge ). doi : 10.2172/4359623 . OSTI 4359623. Consultado el 25 de mayo de 2025 . 
  3. ↑ "Peter Fortescue muere a los 102 años" .
  4. ↑ Base de conocimientos del OIEA HTGR
  5. ↑ "El reactor HTR PM de demostración se prepara para la conexión a la red : New Nuclear – World Nuclear News" . world-nuclear-news.org . 16 de diciembre de 2021. 
  6. ↑ Alrwashdeh, Mohammad; Alameri, Saeed A. (4 de agosto de 2020). "Análisis bidimensional completo del núcleo de partículas de combustible TRISO recubiertas con IFBA en reactores de muy alta temperatura". Volumen 1: Más allá de la base de diseño; Códigos y estándares; Dinámica de fluidos computacional (CFD); Descontaminación y desmantelamiento; Combustible nuclear e ingeniería; Ingeniería de plantas nucleares . Conferencia internacional sobre ingeniería nuclear. Virtual: ASME. doi : 10.1115/ICONE2020-16838 . ISBN 978-0-7918-8376-1. ICONE2020-16838.
  7. ^ Olander, D. (2009). "Combustibles nucleares - Presente y futuro" . Revista de materiales nucleares . 389 (1): 1– 22. Bibcode : 2009JNuM..389....1O . doi : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 .
  8. ↑ "Desarrollo de la 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 . 
  9. ↑ "Rendimiento térmico e inestabilidades de flujo en un módulo divertor de metal poroso refrigerado por helio y multicanal" . Inist. 2000. Archivado del original el 30 de enero de 2012. Recuperado el 8 de mayo de 2009 .
  10. ↑ 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: Vida útil operativa de diseño (años) 60
  11. 1 2 3 4 5 6 7 8 J. M. Beck, LF Pincock (abril de 2011). "Lecciones aprendidas de reactores refrigerados por gas de alta temperatura aplicables a la próxima generación de centrales nucleares" (PDF) . Laboratorio Nacional de Idaho. Hasta la fecha, se han construido y puesto en funcionamiento siete centrales HTGR.
  12. ↑ "Sistema Avanzado de Información sobre Reactores | Aris" (PDF) . Organismo Internacional de Energía Atómica . Archivado del original (PDF) el 25 de febrero de 2024.
  13. ↑ "China inicia la construcción de un innovador proyecto nuclear" . world-nuclear-news.org . 16 de enero de 2026.
  14. ↑ Lipper, HW (1969), "Reactores refrigerados por gas de alta temperatura que utilizan refrigerante de helio", Actas de los simposios 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. 
  • Hoja informativa del VHTR del Laboratorio Nacional de Idaho
  • Presentación de VHTR (PDF) . Archivado del original (PDF) el 25 de febrero de 2009. Consultado el 24 de noviembre de 2005 .(desde el año 2002)
  • Sitio web del Foro Internacional Generación IV VHTR
  • Resumen del taller INL VHTR (PDF) . Archivado del original (PDF) el 29 de noviembre de 2007. Consultado el 21 de diciembre de 2005 .
  • "El programa europeo de investigación y desarrollo VHTR: RAPHAEL" . Archivado del 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 del OIEA HTGR
  • Página de ORNL NGNP
  • Análisis termohidráulicos del LS-VHTR realizados por el INL
  • Diapositivas de IFNEC de 2014 sobre el SC-HTGR de Areva :Archivado el 4 de marzo de 2016 en Wayback Machine.
  • La Oficina de Energía Nuclear informa al OIEA en abril de 2014: