El sistema de reactor rápido refrigerado por gas ( GFR ) es un diseño de reactor nuclear que se encuentra actualmente en desarrollo. Clasificado como un reactor de Generación IV , presenta un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la gestión de actínidos . El diseño del reactor de referencia es un sistema refrigerado por helio que opera con una temperatura de salida de 850 °C (1560 °F) utilizando una turbina de gas de ciclo cerrado Brayton directa para una alta eficiencia térmica. Se están considerando varias formas de combustible por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retención de productos de fisión : combustible cerámico compuesto , partículas de combustible avanzadas o elementos revestidos de cerámica de compuestos de actínidos. Se están considerando configuraciones de núcleo basadas en conjuntos de combustible basados en pasadores o placas o bloques prismáticos, lo que permite una mejor circulación del refrigerante que los conjuntos de combustible tradicionales.
Los reactores están destinados a ser utilizados en centrales nucleares para producir electricidad y, al mismo tiempo, producir nuevo combustible nuclear.
Los reactores rápidos fueron diseñados originalmente para ser principalmente reactores reproductores , debido a que en el momento de su concepción se pensaba que había una escasez inminente de combustible de uranio para los reactores existentes. El aumento previsto del precio del uranio no se materializó, pero si la demanda de uranio aumenta en el futuro, es posible que haya un renovado interés en los reactores rápidos .
El diseño básico del GFR es un reactor rápido, pero en otros aspectos similar a un reactor refrigerado por gas de alta temperatura . Se diferencia del diseño del HTGR en que el núcleo tiene un mayor contenido de combustible fisible, así como un componente no fisible, fértil y reproductor. No hay moderador de neutrones , ya que la reacción en cadena se mantiene mediante neutrones rápidos. Debido al mayor contenido de combustible fisible, el diseño tiene una mayor densidad de potencia que el HTGR.
En un diseño de reactor GFR, la unidad funciona con neutrones rápidos; no se necesita ningún moderador para ralentizar los neutrones. Esto significa que, además de combustible nuclear como el uranio, se pueden utilizar otros combustibles. El más común es el torio, que absorbe un neutrón rápido y se desintegra en uranio 233. Esto significa que los diseños GFR tienen propiedades de reproducción: pueden utilizar combustible que no es adecuado para diseños de reactores de agua ligera y reproducir combustible. Debido a estas propiedades, una vez que se ha aplicado la carga inicial de combustible al reactor, la unidad puede funcionar durante años sin necesitar combustible (a veces más de 20 años). Si estos reactores se utilizan para la reproducción, resulta económico retirar el combustible y separar el combustible generado para su uso futuro.
El gas utilizado puede ser de muchos tipos diferentes, incluido el dióxido de carbono o el helio. Debe estar compuesto de elementos con secciones transversales de captura de neutrones bajas para evitar el coeficiente de vacío positivo y la radiactividad inducida . El uso de gas también elimina la posibilidad de explosiones inducidas por transición de fase , como cuando el agua en un reactor refrigerado por agua ( PWR o BWR ) se convierte en vapor al sobrecalentarse o despresurizarse. El uso de gas también permite temperaturas de funcionamiento más altas que las posibles con otros refrigerantes, lo que aumenta la eficiencia térmica y permite otras aplicaciones no mecánicas de la energía, como la producción de combustible de hidrógeno.
Los proyectos piloto y de demostración anteriores han utilizado diseños térmicos con moderadores de grafito. Por ello, nunca se ha llevado a la criticidad un verdadero diseño de reactor rápido refrigerado por gas. Los principales desafíos que aún deben superarse son los materiales estructurales del interior de la vasija, tanto dentro como fuera del núcleo, que tendrán que soportar daños por neutrones rápidos y altas temperaturas (hasta 1.600 °C [2.910 °F]). Otro problema es la baja inercia térmica y la escasa capacidad de eliminación de calor a bajas presiones de helio, aunque estos problemas son comunes a los reactores térmicos que se han construido. Peter Fortescue, mientras estuvo en General Atomic, 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). [1]
Los proyectos refrigerados por gas (espectro térmico) incluyen reactores fuera de servicio como el reactor Dragon , construido y operado en el Reino Unido , el AVR y el THTR-300 , construidos y operados en Alemania , y Peach Bottom y Fort St. Vrain , construidos y operados en los Estados Unidos . Las demostraciones en curso incluyen el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura en Japón , que alcanzó la potencia máxima (30 MWth) utilizando compactos de combustible insertados en bloques prismáticos en 1999, y el HTR-10 en China , que alcanzó su efecto completo a 10 MWth en 2003 utilizando combustible de guijarros. PBMR Pty diseñó una planta de demostración de reactor modular de lecho de guijarros de 400 MWth para su implementación en Sudáfrica , pero se retiró en 2010, y un consorcio de institutos rusos está diseñando un GT-MHR (reactor de bloque prismático) de 600 MWth en cooperación con General Atomics . En 2010, General Atomics anunció el diseño del reactor del Módulo Multiplicador de Energía , una versión avanzada del GT-MHR .
Actualmente, la República Checa, Francia, Hungría, Eslovaquia y Polonia están desarrollando un demostrador europeo de reactor rápido refrigerado por gas (GFR), ALLEGRO. El objetivo principal de ALLEGRO es crear un diseño conceptual de un reactor rápido refrigerado por helio con eliminación pasiva del calor de desintegración durante accidentes LOCA basado en inyecciones de nitrógeno en el recipiente de protección que contiene la vasija de presión del reactor y diseñar un recipiente de protección hermético capaz de soportar el aumento de presión (más de 10 bar) y temperatura durante el accidente LOCA. [2]