Reactor refrigerado por gas

Un reactor refrigerado por gas (GCR) es un reactor nuclear que utiliza grafito como moderador de neutrones y un gas (dióxido de carbono o helio en los diseños existentes) como refrigerante. Aunque existen muchos otros tipos de reactores refrigerados por gas, los términos GCR y, en menor medida, reactor refrigerado por gas se utilizan especialmente para referirse a este tipo de reactor.

El GCR fue capaz de utilizar uranio natural como combustible, lo que permitió a los países que lo desarrollaron fabricar su propio combustible sin depender de otros países para el suministro de uranio enriquecido, que en el momento de su desarrollo en la década de 1950 sólo estaba disponible en los Estados Unidos o la Unión Soviética. El reactor canadiense CANDU, que utiliza agua pesada como moderador, fue diseñado con el mismo objetivo de utilizar combustible de uranio natural por razones similares.

Históricamente, los reactores refrigerados por gas moderados por grafito y con espectro térmico competían principalmente con los reactores de agua ligera, pero finalmente perdieron ante ellos después de haber sido utilizados en algunos casos en Gran Bretaña y Francia. Los reactores de agua pesada comparten algunas consideraciones de diseño, ya que ambos son capaces, en principio, de utilizar combustible no enriquecido, pero requieren recarga en línea para ser reactores de potencia viables.

• No hay coeficiente de reactividad vacío ya que el refrigerante es un gas a temperatura ambiente y permanece gaseoso a temperatura de operación
• Capacidad para utilizar uranio natural (no enriquecido) como carbono tiene una sección de absorción de neutrones inferior a agua ligera
• Alta temperatura de salida refrigerante se puede lograr, aumentando la eficiencia de Carnot
• Presión inferior que en un reactor de agua presurizado
• Los reactores Magnox fueron diseñados para ser de doble uso produciendo tanto el poder como el grado de armas plutonio posterior diseños en lugar de bred reactor de grado plutonio
• El menor peligro de explosión de hidrógeno como no hay agua presente
• Temperatura de salida refrigerante alta permite un mejor uso para el calor del proceso si desea
• La adición de agua normal (luz) - por ejemplo como refrigerante de emergencia - sacude la reacción permitiendo una mejor seguridad en el tratamiento de accidentes imprevistos

• Bulky debido a la menor densidad de energía del uranio natural en comparación con el combustible enriquecido y el menor efecto de moderación del carbono en comparación con el agua
• El revestimiento de combustible Magnox no puede almacenarse durante mucho tiempo en una piscina de combustible gastada que haga obligatorio el reprocesamiento nuclear
• Reacción Boudouard entre moderador de grafito y CO₂ refrigerante puede producir monóxido de carbono explosivo y venenoso
• Una pérdida de un accidente de refrigerante, a diferencia de un reactor moderado por agua, no causa por sí mismo un scram
• El grafito es inflamable y está expuesto a altas temperaturas en operación - un fuego de grafito es un posible escenario de accidente
• El grafito nuclear es más caro que el agua ligera pero menos costoso que el agua pesada

Había dos tipos principales de GCR de la generación I:

• Los reactores Magnox desarrollados por el Reino Unido.
• Los reactores de la UNGG desarrollados por Francia.

La principal diferencia entre estos dos tipos está en el material del revestimiento del combustible. Ambos tipos se construyeron principalmente en sus países de origen, con unas pocas ventas de exportación: dos plantas Magnox a Italia y Japón, y una UNGG a España. Más recientemente, Corea del Norte ha construido GCR basados en los planos desclasificados de los primeros reactores Magnox en el Centro de Investigación Científica Nuclear de Yongbyon.

Ambos tipos utilizaban materiales de revestimiento de combustible que no eran adecuados para el almacenamiento a medio plazo bajo el agua, lo que hacía que el reprocesamiento fuera una parte esencial del ciclo del combustible nuclear. Ambos tipos también fueron diseñados y utilizados, en sus países de origen, para producir plutonio apto para armas, pero a costa de una interrupción importante de su uso para la generación de energía a pesar de la provisión de reabastecimiento en línea.

En el Reino Unido, el Magnox fue reemplazado por el reactor avanzado refrigerado por gas (AGR), un reactor refrigerado por gas de Generación II mejorado. En Francia, el UNGG fue reemplazado por el reactor de agua a presión (PWR).

Los tipos de reactores refrigerados por gas incluyen:

• Reactor refrigerado por gas (informático moderado, CO₂ refrigerado)
  • Magnox (Diseño británico, 28 construidos, 1956-2015)
  • Reactor del UNGG (diseño francés, 10 construidos, 1956-1994)
  • Advanced Gas-cooled Reactor (Magnox sucesor, 15 construidos, 1962-hoy)
• reactor refrigerado por gas de agua pesada (agua pesada moderada, CO₂ refrigerado)
  • Brennilis Nuclear Power Plant (1967-1985)
  • KS 150 (1972-1979)
  • Niederaichbach Nuclear Power Plant (1973-1974)
• Reactor de alta temperatura muy alta (modificado de grafito, Helio refrigerado)
  • reactor de bloque prismático
    • reactor de dragón (1964-1975)
    • Peach Bottom Atomic Power Station (1967-1974)
    • Fort Saint Vrain Generating Station (1979-1989)
    • reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura (1999-today)
    • Reactor de helio modular de gas Turbina (diseño de atómica general)
    • Ciclo de vapor de alta temperatura Gas-Cooled Reactor (Areva SMR design)
  • Reactor de cama de piedra
    • AVR reactor (1966-1988)
    • THTR-300 (1983-1989)
    • HTR-10 (2003 a día)
    • HTR-PM (en construcción)
    • Reactor modular Pebble bed (diseño)
• reactor rápido refrigerado por gas (Sin moderador, Helio refrigerado)
  • Energy Multiplier Módulo (Diseño de atómicas generales)

• UHTREX