Un reactor refrigerado por 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 . [1] Todos los reactores HTGR existentes utilizan refrigerante de helio . El núcleo del reactor puede ser un "bloque prismático" (que recuerda al núcleo de un reactor convencional) o un núcleo de " lecho de guijarros ". China Huaneng Group opera actualmente HTR-PM , una central eléctrica HTGR de 250 MW en la provincia de Shandong , China.
Las altas temperaturas de funcionamiento de los reactores HTGR permiten potencialmente aplicaciones como calor de proceso o producción de hidrógeno a través del ciclo termoquímico azufre-yodo . Un desarrollo propuesto del HGTR es el reactor de muy alta temperatura (VHTR) de cuarta generación , que inicialmente funcionaría con temperaturas de 750 a 950 °C.
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 utilizaría 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 (conocido ahora como Laboratorio Nacional 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 estuvo en General Atomics , fue 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 HTGR que produjo electricidad, y lo hizo con mucho éxito, funcionando desde 1966 hasta 1974 como demostrador de tecnología. La estación generadora de Fort St. Vrain fue un ejemplo de este diseño que funcionó como HTGR de 1979 a 1989. Aunque el reactor sufrió algunos problemas que llevaron a su desmantelamiento debido a factores económicos, sirvió como prueba del concepto HTGR en el Estados Unidos (aunque desde entonces no se han desarrollado allí nuevos HTGR comerciales). [4] [ verificación fallida ]
También han existido 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 30 MW 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 gran escala, los reactores HTR-PM , cada uno con 100 MW de capacidad de producción eléctrica, entraron en funcionamiento en China a partir de 2021. [5]
El moderador de neutrones es grafito, aunque el hecho de que el núcleo del reactor esté configurado en bloques prismáticos de grafito o en guijarros de grafito depende del diseño del HTGR.
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 , pero también son posibles carburo de uranio u 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 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/varillas 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.
El helio ha sido el refrigerante utilizado en todos los HTGR hasta la fecha. El helio es un gas inerte , por lo que generalmente no reacciona químicamente con ningún material. [12] Además, exponer el helio a la radiación de neutrones no lo vuelve radiactivo, [13] a diferencia de la mayoría de los otros posibles refrigerantes.
En los diseños prismáticos, las barras de control se insertan en orificios practicados 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 añadiendo guijarros que contengan absorbentes de neutrones .
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 calorífica y estabilidad estructural incluso a altas temperaturas. El combustible está recubierto de oxicarburo de uranio, lo que permite un alto grado de combustión (cerca de 200 GWd/t) y retiene los productos de fisión. La elevada temperatura media de salida del núcleo del VHTR (1.000 °C) permite una producción libre de emisiones de calor de proceso de alta calidad . Los reactores están diseñados para 60 años de servicio. [14]
Hasta 2011, se habían construido y operado un total de siete reactores HTGR. [15] Otros dos reactores HTGR se pusieron en funcionamiento en el sitio HTR-PM de China en 2021/22.
Además, de 1969 a 1971, el Laboratorio Nacional de Los Álamos operó el Experimento de reactor de temperatura ultraalta de 3 MW (UHTREX) para desarrollar la tecnología de reactores de alta temperatura refrigerados por gas. [17] En UHTREX, a diferencia de los reactores HTGR, el refrigerante de helio entró en contacto directo con el combustible nuclear, alcanzando temperaturas superiores a 1300 °C.
El reactor de alta temperatura refrigerado por gas (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.
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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. .