Reator de gás de alta temperatura - High-temperature gas reactor

Esquema de reator de temperatura muito alta.

O reator resfriado a gás de alta temperatura (HTGR), é um conceito de reator nuclear Geração IV que usa um moderador de grafite com um ciclo de combustível de urânio de passagem única . O HTGR é um tipo de reator de alta temperatura (HTR) que pode conceitualmente ter uma temperatura de saída de 1000 ° C. O núcleo do reator pode ser um "bloco prismático" (uma reminiscência de um núcleo de reator convencional) ou um núcleo de " leito de seixos ". As altas temperaturas permitem aplicações como calor de processo ou produção de hidrogênio por meio do ciclo de enxofre-iodo termoquímico .

Visão geral

AVR na Alemanha.

O HTGR é um tipo de reator de alta temperatura que conceitualmente pode atingir altas temperaturas de saída (até 1000 ° C).

Existem dois tipos principais de HTGRs: reatores de leito de seixo (PBR) e reatores de bloco prismático (PMR). O reator de bloco prismático refere-se a uma configuração de núcleo de bloco prismático, em que blocos hexagonais de grafite são empilhados para caber em um vaso de pressão cilíndrico . O projeto do reator de leito de seixos (PBR) consiste em combustível na forma de seixos, empilhados em um vaso de pressão cilíndrico, como uma máquina de goma de mascar. Ambos os reatores podem ter o combustível empilhado em uma região do anular com uma espiral central de grafite , dependendo do projeto e da potência desejada do reator.

História

O projeto do HTGR foi proposto pela primeira vez pela equipe da Divisão Power Pile dos Clinton Laboratories (agora conhecido como Oak Ridge National Laboratory ) em 1947. O professor Rudolf Schulten na Alemanha também desempenhou um papel no desenvolvimento durante os anos 1950. Peter Fortescue , enquanto na General Atomic, foi o líder da equipe responsável pelo desenvolvimento inicial do reator resfriado a gás de alta temperatura (HTGR), bem como do sistema Reator rápido resfriado a gás (GCFR).

O reator Peach Bottom unit 1 nos Estados Unidos foi o primeiro HTGR a produzir eletricidade, e o fez com muito sucesso, operando de 1966 a 1974 como um demonstrador de tecnologia. A Estação Geradora de Fort St. Vrain foi um exemplo desse projeto que operou como um HTGR de 1979 a 1989. Embora o reator tenha sido assolado por alguns problemas que levaram ao seu descomissionamento devido a fatores econômicos, serviu como prova do conceito de HTGR no Estados Unidos (embora nenhum novo HTGRs comercial tenha sido desenvolvido lá desde então).

HTGRs experimentais também existiram no Reino Unido (o reator Dragon ) e na Alemanha ( reator AVR e THTR-300 ), e atualmente existem no Japão (o reator de teste de engenharia de alta temperatura usando combustível prismático com 30 MW th de capacidade) e China (o HTR-10 , um projeto de leito de seixo com 10 MW e de geração). Dois HTGRs de leito de seixos em escala real, os reatores HTR-PM , cada um com 100 MW de capacidade de produção elétrica, estão em construção na China em 2019.

Projeto de reator nuclear

Moderador de nêutrons

O moderador de nêutrons é o grafite, embora se o núcleo do reator seja configurado em blocos prismáticos de grafite ou em seixos de grafite dependa do projeto do HTGR.

Combustível nuclear

O combustível usado em HTGRs são partículas de combustível revestidas, como partículas de combustível TRISO . Partículas de combustível revestidas têm núcleos de combustível, geralmente feitos de dióxido de urânio ; no entanto, carboneto de urânio ou oxicarbeto de urânio também são possibilidades. O oxicarbeto de urânio combina o carboneto de urânio com o dióxido de urânio para reduzir a estequiometria do oxigênio. Menos oxigênio pode diminuir a pressão interna nas partículas de TRISO causada pela formação de monóxido de carbono, devido à oxidação da camada porosa de carbono na partícula. As partículas TRISO são dispersas em um seixo para o projeto do leito de seixos ou moldados em compactos / hastes que são então inseridos nos blocos hexagonais de grafite. O conceito de combustível QUADRISO concebido no Laboratório Nacional de Argonne tem sido usado para gerenciar melhor o excesso de reatividade.

Refrigerante

Hélio

O hélio tem sido o refrigerante usado na maioria dos HTGRs até hoje, e a temperatura de pico e a potência dependem do projeto do reator. O hélio é um gás inerte , por isso geralmente não reage quimicamente com nenhum material. Além disso, a exposição do hélio à radiação de nêutrons não o torna radioativo, ao contrário da maioria dos outros refrigerantes possíveis.

Sal derretido

A variante resfriada por sal fundido , o LS-VHTR, semelhante ao projeto do reator de alta temperatura avançado (AHTR), usa um sal de fluoreto líquido para resfriar em um núcleo de seixo. Ele compartilha muitos recursos com um design VHTR padrão, mas usa sal fundido como refrigerante em vez de hélio. O combustível do seixo flutua no sal e, assim, os seixos são injetados no fluxo de refrigerante para serem transportados para o fundo do leito de seixos e são removidos do topo do leito para recirculação. O LS-VHTR tem muitos recursos atraentes, incluindo: a capacidade de trabalhar em altas temperaturas (o ponto de ebulição da maioria dos sais fundidos sendo considerados é> 1.400 ° C), operação de baixa pressão, alta densidade de potência, melhor eficiência de conversão elétrica do que um VHTR resfriado a hélio operando em condições semelhantes, sistemas de segurança passiva e melhor retenção de produtos de fissão em caso de acidente .

Ao controle

Nos projetos prismáticos, as hastes de controle são inseridas em orifícios feitos nos blocos de grafite que compõem o núcleo. O VHTR será controlado como os projetos atuais de PBMR , se utilizar um núcleo de leito de seixos, as hastes de controle serão inseridas no refletor de grafite circundante . O controle também pode ser obtido adicionando seixos contendo absorvedores de nêutrons .

Desafios de materiais

A alta temperatura, alta dose de nêutrons e, se estiver usando um refrigerante de sal fundido, o ambiente corrosivo do VHTR requerem materiais que excedem as limitações dos atuais reatores nucleares. Em um estudo de reatores de Geração IV em geral (dos quais existem vários projetos, incluindo o VHTR), Murty e Charit sugerem que os materiais que possuem alta estabilidade dimensional, com ou sem tensão , mantêm sua resistência à tração , ductilidade , resistência à fluência , etc. após o envelhecimento e são resistentes à corrosão são os principais candidatos para uso em VHTRs. Alguns materiais sugeridos incluem superligas à base de níquel , carboneto de silício , classes específicas de grafite, aços com alto cromo e ligas refratárias . Pesquisas adicionais estão sendo conduzidas em laboratórios nacionais dos Estados Unidos para determinar quais questões específicas devem ser tratadas no VHTR Geração IV antes da construção.

Recursos de segurança e outros benefícios

O projeto aproveita as características de segurança inerentes de um núcleo moderado com grafite resfriado a hélio com otimizações de projeto específicas. A grafite tem grande inércia térmica e o refrigerante de hélio é monofásico, inerte e não tem efeitos de reatividade. O núcleo é composto de grafite, possui alta capacidade térmica e estabilidade estrutural mesmo em altas temperaturas. O combustível é oxicarbeto de urânio revestido, que permite alta queima (aproximando-se de 200 GWd / t) e retém os produtos da fissão. A alta temperatura média de saída do núcleo do VHTR (1.000 ° C) permite a produção livre de emissões de calor de processo. O reator foi projetado para 60 anos de serviço.

Veja também

Referências

links externos