Desastre nuclear de Fukushima (XIX)

Las grandes ventajas economicas y ecologicas de los mini-reactores

Small Nuclear Power Reactors.

Como la generación de energía nuclear se ha establecido desde 1950, el tamaño de las unidades de reactor ha crecido de 60 MWe a más de 1.600 MWe , con sus correspondientes economías de escala en la operación. Al mismo tiempo ha habido muchos cientos de reactores de potencia más pequeñas construidas para uso naval (hasta 190 MW de energía térmica ) y como sourcesa de neutrones , produciendo enorme experiencia en la ingeniería de las unidades de energía pequeñas . La Agencia Internacional de Energía Atómica (OIEA ) define 'pequeño' como menos de 300 MWe , y hasta aproximadamente 700 MWe como "medio" - incluyendo muchas unidades operativas de siglo 20. Juntos se les llama actualmente por el OIEA como las pequeñas y medianas reactores ( RLG ) . Sin embargo, " SMR " se usa más comúnmente como un acrónimo de " pequeño reactor modular" , diseñado para la construcción en serie y colectivamente para comprender una gran central nuclear . ( En este trabajo el uso de diversos módulos prefabricados para acelerar la construcción de un reactor único grande no es pertinente. )
Hoy en día , debido en parte al alto costo de capital de los reactores de gran potencia de generación de electricidad a través del ciclo de vapor y en parte a la necesidad de dar servicio a pequeñas redes de electricidad en virtud de unos 4 GW , b hay un movimiento para desarrollar unidades más pequeñas. Estos pueden ser construidos de forma independiente o como módulos en un complejo más grande , con capacidad añaden incrementalmente según sea necesario ( ver sección a continuación en la construcción modular utilizando unidades de reactores pequeños ) . Las economías de escala son proporcionados por los números producidos . También hay medidas encaminadas a elaborar pequeñas unidades independientes para los sitios remotos. Las unidades pequeñas son vistos como una inversión mucho más manejable que las grandes , cuyo costo a menudo compite con la capitalización de las utilidades que se trate.
Este documento se centra en diseños avanzados de la categoría pequeña , es decir, los que ahora se está construyendo por primera vez o todavía en fase de diseño , y algunos más grandes que están fuera de las categorías principales tratados en el documento de Reactores Avanzados . Tenga en cuenta que muchos de los diseños que se describen aquí no están actualmente tomando forma . Están llevando a cabo tres opciones principales : los reactores de agua ligera , reactores de neutrones rápidos y también reactores de alta temperatura moderados por grafito . El primero tiene el riesgo tecnológico más bajo , pero el segundo ( FNR ) puede ser más pequeño , más simple y con un funcionamiento más largo antes de repostar .
Generalmente , se espera que los pequeños reactores modernos para la generación de energía a tener una mayor simplicidad de diseño , economía de la producción en masa , y los costes de emplazamiento reducido . La mayoría también están diseñados para un alto nivel de seguridad pasiva o inherente al caso de malfunctionc . También muchos están diseñados para ser colocadas debajo del nivel del suelo, dando una alta resistencia a las amenazas terroristas. Un informe de 2010 por una comisión especial convocada por la Sociedad Nuclear Americana mostró que muchas de las disposiciones necesarias , o al menos prudentes de seguridad, en los grandes reactores no son necesarios en el intestino diseños forthcomingd . Desde pequeños reactores se prevé como la sustitución de las plantas de combustibles fósiles en muchas situaciones, la zona de planificación de emergencia requerida está diseñado para ser no más de aproximadamente 300 m de radio .
Una evaluación de 2009 por el Organismo en el marco de su programa innovador y nucleares reactores y del ciclo del combustible ( INPRO ) llegó a la conclusión de que podría haber 96 pequeños reactores modulares ( RLG ) en funcionamiento en todo el mundo para el año 2030 , en su caso, "alto" , y 43 unidades en el caso "bajo" , ninguno de ellos en los EE.UU.. ( En 2011 había 125 pequeñas y medianas unidades - hasta 700 MWe - . En operación y 17 en construcción, en 28 países , por un total de 57 GW de capacidad ) El OIEA tiene un programa de evaluación de un marco conceptual con varias aplicaciones Pequeño reactor de agua ligera ( MASLWR ) diseñar con generadores de vapor integral , centrada en la circulación natural del refrigerante. El concepto es similar a varios de los diseños PWR integrales de abajo.
Un informe de 2011 de EE.UU. Departamento de Energía por la Universidad del Instituto de Política Energética de Chicago dice que el desarrollo de los pequeños reactores puede crear una oportunidad para que los Estados Unidos para recuperar una parte del mercado de la tecnología nuclear que ha erosionado en los últimos decenios como empresas de otros países se han expandido en reactores a escala natural para uso doméstico y de exportación. Sin embargo, se señala que los datos de ingeniería de detalle para la mayoría de pequeños diseños de reactores son sólo del 10 al 20 por ciento completo, sólo se dispone de los datos de costes limitados y ninguna fábrica EE.UU. ha avanzado más allá de la etapa de planificación . En general, sin embargo , el informe señala que los pequeños reactores podrían mitigar significativamente el riesgo financiero asociado a las plantas a escala real , permitiendo potencialmente a los pequeños reactores para competir eficazmente con otras fuentes de energía.
En enero de 2012, el DOE llama para aplicaciones de la industria para apoyar el desarrollo de uno o dos diseños de reactores de agua ligera de los Estados Unidos , la asignación de 452 millones dólares en cinco años. Se hicieron cuatro aplicaciones, desde la Westinghouse , Babcock & Wilcox, Holtec y NuScale energía , las unidades que van desde 225 hasta 45 MWe. DOE anunció su decisión en noviembre de 2012 para apoyar el diseño MWe mPower B & W 180 , para ser desarrollado con Bechtel y TVA . A través del acuerdo de participación en los costos de cinco años , el DOE invertirá hasta la mitad del costo total del proyecto, con socios de la industria del proyecto , al menos, se compara este . El total será negociado entre el DOE y B & W , frente a 226 millones de dólares.
En marzo de 2013, el DOE solicitó las solicitudes de financiación de la segunda ronda , y las propuestas fueron hechas por Westinghouse , Holtec , NuScale , General Atomics , y Hybrid Power Technologies , siendo las dos últimas para EM2 y SMR híbrido , no los PWR . Otros (no- PWR ) pequeños diseños de reactores tendrán un modesto apoyo a través de los conceptos de reactores de programas de ID + D . Una aplicación tardía "de campo de la izquierda ' era de Proyecto Nacional de Gestión Corporation ( NPMC ), que incluye un grupo de socios regionales en el estado de Nueva York , la compañía de PBMR de Sudáfrica, y National Grid, el operador de la red en el Reino Unido con 3,3 millones de clientes en Nueva York , Massachusetts y Rhode Island. El proyecto es para un HTR de 165 MWe , al parecer, la versión de ciclo directo antes del PBMR archivado , destacando su ' quemadura profunda ' atribuye en la destrucción de los actínidos y el logro de alto grado de combustión a altas temperaturas. El diseño del PBMR era un competidor con el respaldo de Westinghouse para el proyecto de EE.UU. Next- Generación de Energía Nuclear ( NGNP ), que se ha estancado desde alrededor de 2010 .
En diciembre de 2013 el DOE anunció que una nueva subvención se haría a NuScale sobre una base 50-50 de costos compartidos , para apoyar el desarrollo del diseño y la certificación de la NRC y la concesión de licencias de su pequeño diseño del reactor 45 MWe.
En marzo de 2012, el DOE EE.UU. firmó acuerdos con tres empresas interesadas en la construcción de pequeños reactores de demostración en su planta de Savannah River en Carolina del Sur . Las tres empresas y los reactores son: Hyperion con un reactor rápido de 25 MWe , Holtec con un PWR de 140 MWe , y NuScale con 45 MWe PWR . DOE está discutiendo acuerdos similares con otras cuatro pequeños desarrolladores de reactores , con el objetivo de tener en 10-15 años una serie de pequeños reactores que suministran energía para el complejo DOE . DOE está cometiendo tierra, pero no financia . (Más de 1953 a 1991 , río de la sabana fue donde se construyeron una serie de reactores de producción de plutonio y tritio y se ejecuta. )
En enero de 2014 Westinghouse anunció que iba a suspender el trabajo sobre sus pequeños reactores modulares a la luz de las perspectivas inadecuadas para el despliegue múltiple. La compañía dijo que no podía justificar los aspectos económicos de la SMR y sin los subsidios del gobierno , a menos que pudiera suministrar de 30 a 50 de ellos . Por lo tanto, estaba retrasando sus planes , aunque pequeños reactores permanecen en su orden del día .
El pequeño proyecto de reactor modular más avanzado se encuentra en China, donde Chinergy está empezando a construir el 210 MWe HTR -PM , que consiste en los reactores gemelos de 250 MWt de alta temperatura refrigerados por gas ( HTRS ) que se basan en la experiencia de varios reactores innovadores en los to1980s 1960.
Otra línea importante de desarrollo se encuentra en muy pequeños reactores rápidos de menos de 50 MWe. Algunos están concebidos para zonas alejadas de las redes de tras*misión y con cargas pequeñas ; otros están diseñados para operar en grupos en competencia con unidades grandes .
Urenco ha llamado para el desarrollo europeo de muy pequeña - de 5 a 10 MWe - ' plug and play ' reactores intrínsecamente seguras basadas en conceptos HTR moderados por grafito . Se está buscando el apoyo del gobierno para un prototipo de "U- batería" que iría por 5-10 años antes de requerir recarga de combustible o hacer reparaciones.
Ya operan en un remoto rincón de Siberia son cuatro pequeñas unidades en la planta de cogeneración Bilibino . Estas cuatro unidades de 62 MWt ( térmicos) son un diseño inusual agua moderado por grafito hirviendo con canales de agua / vapor a través del moderador. Ellos producen vapor para la calefacción urbana y 11 MWe de electricidad (neto ) cada uno. Se han obtenido buenos resultados desde 1976, mucho más barato que las alternativas de combustibles fósiles en la región del Ártico .
También en la categoría de pequeño reactor están los indios 220 MWe presurizados reactores de agua pesada ( PHWR ) basados ​​en la tecnología de Canadá , y la MWe PWR Chino 300-325 como construido en Qinshan Fase I y al Chashma en Pakistán, y que ahora se llama CNP- 300 . La Corporación de Energía Nuclear de la India ( NPCIL ) se centra ahora en 540 MWe y 700 MWe versiones de su PHWR , y está ofreciendo ambas 220 y 540 versiones MWe internacional. Estos pequeños diseños establecidos son relevantes para las situaciones que requieren pequeñas y medianas unidades , aunque no son el estado de la tecnología más avanzada .
Otros nuevos diseños , en su mayoría grandes se describen en la página de información de avanzada Reactores nucleares de potencia .
Pequeños ( 25 MWe ) hasta reactores de funcionamiento
Tipo Nombre Capacidad desarrollador
CNP- 300 300 MWe PWR CNNC , operativo en Pakistán
PHWR -220 220 MWe PHWR NPCIL , India
Pequeños ( 25 MWe ) hasta diseños de reactores en construcción
Tipo Nombre Capacidad desarrollador
KLT- 40S 35 MWe OKBM PWR , Rusia
CAREM 27 MWe PWR CNEA y de INVAP , Argentina
HTR -PM 2x105 MWe HTR INET y Huaneng , China
Pequeños ( 25 MWe ) hasta los reactores para el despliegue a corto plazo - El desarrollo muy avanzada
Tipo Nombre Capacidad desarrollador
VBER -300 300 MWe OKBM PWR , Rusia
IRIS 100-335 MWe liderada por Westinghouse PWR , internacional *
Westinghouse SMR 225 MWe PWR Westinghouse , EE.UU. *
mPower 180 MWe PWR Babcock & Wilcox + Bechtel, EE.UU.
SMR- 160 160 MWe PWR Holtec , EE.UU.
*ACP100 100 MWe PWR CNNC y Guodian , China
INTELIGENTE 100 MWe PWR KAERI , Corea del Sur
NuScale 45 MWe PWR NuScale Power + Fluor , EE.UU.
*PBMR 165 MWe PBMR HTR , Sudáfrica; NPMC , EE.UU. *
Prism 311 MWe FNR GE- Hitachi, EE.UU.
BREST 300 MWe FNR RDIPE , Rusia
SVBR -100 100 MWe FNR AKME - ingeniería , Rusia
Pequeños ( 25 MWe ) hasta diseños de reactores en las primeras etapas
Tipo Nombre Capacidad desarrollador
EM2 240 MWe HTR , Atomics FNR Generales ( EE.UU. )
VK- 300 300 MWe RDIPE BWR , Rusia
AHWR -300 LEU 300 MWe PHWR BARC , India
CAP150 150 MWe PWR SNERDI , China
SC- HTGR ( Antares ) 250 MWe HTR Areva
Módulo Gen4 25 MWe FNR Gen4 ( Hyperion ) , EE.UU.
IMR 350 MWe PWR Mitsubishi , Japón
Fuji MSR 100-200 MWe MSR ITHMSI , Japón , Rusia y EE.UU.
Leadir - PS100 36 MWe refrigerado por plomo del Norte nuclear , Canadá
* Diseños muy avanzados entiende que en espera
Reactores de agua ligera
Estos son moderado y refrigerado por agua ordinaria y tiene el riesgo tecnológico más bajo , siendo similar a la mayoría de la energía de funcionamiento y reactores navales hoy. Generalmente utilizan combustible enriquecido a menos del 5 % de U -235 con frecuencia de las recargas no más de seis años , y los obstáculos regulatorios probablemente menos de los pequeños reactores.
La experiencia de los pequeños reactores de agua ligera (LWR) de EE.UU. ha sido de muy pequeñas centrales militares , como el MWt , 1,5 MWe reactor PM- 3A 11 (neto ) que operaba en el estrecho de McMurdo en la Antártida 1962-1972 , generando un total de 78 millones de kWh. Fue reabastecido una vez, en 1970. También hubo un programa del Ejército para el desarrollo del reactor pequeño , más recientemente, el venado ( reactor de energía eléctrica de despliegue ) concepto que estaba siendo comercializada por Radix Potencia y energía . CIERVOS sería portátil y sellado , capaz de funcionar en la gama de 3 a 10 MW , para bases militares hacia adelante . Algunos pequeños reactores exitosas del programa nacional principal se iniciaron en la década de 1950 . Uno era el Big Rock Point BWR de 67 MWe que operaron durante 35 años hasta 1997.
La Comisión Reguladora Nuclear de EE.UU. está empezando a centrarse en pequeños reactores de agua ligera que utilizan combustibles convencionales , tales como B & W , Westinghouse , NuScale y Holtec diseños incluyendo tipos integrales ( B & W , Westinghouse , NuScale ) . Más allá de éstos en tiempo y alcance ", la NRC tiene la intención de aprovechar al máximo la experiencia y los conocimientos " de otras naciones que han avanzado con diseños no de agua ligera , y se prevé " que tiene un papel clave en las futuras iniciativas reglamentarias internacionales. "
De los siguientes diseños, el KLT , VBER y Holtec SMR tienen recipientes a presión convencionales , además de los generadores de vapor de diseño externos ( PV / loop ) . Los otros tienen sobre todo el sistema de suministro de vapor en el interior de la vasija de presión del reactor (diseño PWR "integral" ) . Todos han mejorado las características de seguridad en relación con los LWR actuales. Todos requieren refrigeración convencional del condensador de vapor .
En los EE.UU. las principales empresas de ingeniería y construcción poseen una participación activa en dos proyectos : Fluor en NuScale y Bechtel en B & W mPower .
Dos nuevos conceptos son alternativas a las plantas de energía nuclear convencionales basadas en tierra. La Rusia de la planta de energía nuclear ( FNPP ) flotando con un par de los PWR derivados de los rompehielos , y planta de energía Flexblue sumergida de Francia , utilizando un reactor MWe 50-250 . Los reactores se describen a continuación y en los documentos de Rusia NP y Francia, respectivamente .
KLT- 40S
La Rusia de KLT- 40S de OKBM Afrikantov es un reactor de bien probado en rompehielos y ahora - con combustible de bajo enriquecimiento - propuesta para un uso más amplio en la desalación y , en barcazas , para la fuente de alimentación remota área . Aquí una unidad de 150 MWt produce 35 MWe (bruto ), así como de hasta 35 MW de calor para la desalinización o la calefacción urbana (o 38,5 MWe brutos si sólo corriente) . Estos están diseñados para funcionar de 3-4 años entre el repostaje con capacidad de reabastecimiento a bordo y de almacenamiento de combustible usado. Al final de un ciclo de operación de 12 años toda la planta se lleva a una instalación central para el reacondicionamiento y almacenamiento de combustible usado . Dos unidades se montan en una barcaza 20000 tonelada para permitir cortes de factor de capacidad ( 70 % ) . También se puede utilizar en Kaliningrado .
Aunque el núcleo del reactor está normalmente enfriada por circulación forzada ( 4 - bucle ) , el diseño se basa en la convección para la refrigeración de emergencia . El combustible es uranio siliciuro de aluminio con niveles de enriquecimiento de hasta el 20 % , cediendo a intervalos de abastecimiento de combustible de cuatro años . Una variante de esto es la KLT - 20 , diseñado específicamente para FNPP . Es una versión de 2 lazos con el mismo intervalo de enriquecimiento pero reabastecimiento de 10 años.
La primera central nuclear flotante, el Akademik Lomonosov , comenzó la construcción en 2007 . Debido a la insolvencia de los astilleros de la planta ahora se espera que esté terminado en 2.014,2 Ver también ( véase la sección flotante plantas de energía nuclear en la página de información sobre la energía nuclear en Rusia).
RITM - 200
OKBM Afrikantov está desarrollando un nuevo reactor para romper el hielo compacto - RITM -200 - para reemplazar los reactores KLT y servir en las centrales nucleares flotantes . Esta es una integral 175 MWt , 50 MWe PWR ( también citado a 210 MWt , 55 MWe ) con 4 circuitos de refrigeración y bombas de circulación principales externos. Tiene características de seguridad inherentes , con bajo enriquecimiento ( < 20 %) de combustible. Reabastecimiento de combustible es cada siete años en el factor de capacidad del 65% , más de un ciclo de vida total de 40 años . Está diseñado para proporcionar 30 MW potencia en el eje para romper el hielo , y el diseño LK- 60 estará propulsado por dos de ellos. La planta de reactor de contención tiene una masa de 1.100 toneladas y es de 6 m × 6 m × 15,5 m . Un reto importante es la fiabilidad de los generadores de vapor y equipos asociados, que son mucho menos accesibles cuando el interior de la vasija de presión del reactor.
CNP- 300
Esto se basa en el reactor Qinshan 1 en China como un PWR de dos lazos que opera en Pakistán y con otras unidades que se construyeron allí. Es 1.000 MWt , 325 MWe con la vida de diseño de 40 años. Enriquecimiento de combustible es 2,4 a 3,0 % , ciclo de combustible de 12 meses. Es de China Corp Nacional Nuclear ( CNNC ) .
mPower
A mediados de 2009 , Babcock & Wilcox (B & W ) anunció su B & W reactor mPower , un 500 MWt , 180 MWe PWR integral diseñado para ser hecho en fábrica y arremetieron a Sitei . En noviembre de 2012, el Departamento de Energía de EE.UU. (DOE ) anunció que iba a apoyar el desarrollo acelerado del diseño para el despliegue inicial, con un máximo de $ 226 millones .
El recipiente de presión del reactor que contiene el núcleo de 2x2 metros y generador de vapor es por lo tanto sólo 3,6 metros de diámetro y 22 m de altura , y toda la unidad de 4,5 m de diámetro y 23 m de altura . Sería instalarse debajo del nivel del suelo , tienen un condensador refrigerado por aire dando 31 % efficiencyp térmica y sistemas de seguridad pasiva . El poder fue originalmente 125 MWe , pero a partir de mediados de 2012, 180 MWe es citado cuando se enfría el agua . Una versión refrigerada por aire 155 MWe también está prevista . El generador de vapor integral se deriva de diseños marinos , como es la varilla de control de configuración . Tiene un "núcleo convencional y combustible estándar " ( 69 elementos de combustible , cada uno de 17x17 estándar , < 20 t) j enriquecido a casi el 5 %, con venenos consumibles , para dar un ciclo de funcionamiento de cuatro años entre reabastecimiento de combustible, lo que supondrá la sustitución de la núcleo entero como un solo cartucho. Densidad de potencia de la base es menor que en una gran PWR , y quemar -up es de unos 35 GWd / t. (B & W se basa en más de 50 años de experiencia en la fabricación de sistemas de propulsión nuclear de la Marina de los EE.UU. , con la participación reactores compactos con una larga vida del núcleo. ) Una vida de servicio de 60 años se prevé , como suficiente almacenamiento de combustible usado se construiría en el lugar para esto.
El reactor mPower es modular en el sentido de que cada unidad es un módulo de hecho en fábrica y varias unidades se combinan en una estación de alimentación de cualquier tamaño , pero lo más probable 500-750 MWe y el uso de generadores de turbina de 250 MWe (también enviado como módulos completos ), construido en tres años. La capacidad de producción actual de B & W en América del Norte puede producir estas unidades , y el B & W Energía Nuclear Inc ha establecido B & W Modular Nuclear Energy LLC (B & W MNE) para comercializar el diseño, en colaboración con Bechtel que se unió al proyecto como un socio de capital para el diseño, la licencia y desplegarlo . B & W de la filial % propiedad 90 , Generación mPower LLC ( GMP) , informa a B & W EMN. B & W espera que tanto la certificación de diseño y permiso de construcción en el año 2018 , y la operación comercial de las dos primeras unidades en 2022. Mientras tanto, el diseño es la fase 1 del proceso de concesión de licencias de Canadá Comisión de Seguridad Nuclear .
En noviembre de 2013 B & W dijo que buscará traer más socios de capital a mediados de 2014 para avanzar en la concesión de licencias y la construcción de una planta inicial. B & W dijo que había invertido $ 360 millones en GMP con Bechtel , y quería vender hasta un 70 % de su participación en la empresa conjunta , dejándolo con un 20% y un 10% de Bechtel . B & W planea retener los derechos para fabricar el módulo del reactor y el combustible nuclear para la planta mPower .
Cuando B & W ha anunciado el lanzamiento del diseño mPower en 2009 , dijo que la Autoridad del Valle de Tennessee (TVA ) comenzaría el proceso de evaluación río Clinch en Oak Ridge como un sitio potencial de plomo para el reactor de mPower , y que se había firmado un memorando de entendimiento por B & W , TVA y un consorcio de empresas de servicios públicos municipales y regionales de cooperación para explorar la construcción de una pequeña flota de reactores mPower . Más tarde se informó que los demás signatarios del acuerdo son First Energy y Oglethorpe Power3 . En febrero de 2013 B & W firmaron un contrato con la TVA para construir hasta cuatro unidades en el río Clinch , con la certificación del diseño y aplicación de permiso de construcción que se presentará a la NRC en 2014 o 2015 . En julio de 2012 B & W de GMP firmó un memorando de entendimiento para estudiar la posible instalación de B & W mPower reactores en territorio de servicio de FirstEnergy extiende desde Ohio a través de West Virginia y Pennsylvania a Nueva Jersey.
Coste de una noche para una planta de doble cámara entra por B & W en los $ 5000/kW .
IRIS
IRIS de Westinghouse (International Reactor innovador y seguro ) es un diseño de reactor avanzado que se ha desarrollado durante más de dos décadas. A 1.000 MWt , se propuso 335 MWe de capacidad , aunque podría ser reducido a 100 MWe. IRIS es un reactor de agua a presión modular con sistema de refrigeración primario integral y la circulación por convección. El combustible es similar a presentar los LWR y (al menos para la versión de 335 MWe ) conjuntos de combustible serían idénticas a las de AP1000 . El enriquecimiento es un 5% con veneno consumible y alimentando intervalo de hasta cuatro años (o más con un mayor enriquecimiento y el combustible MOX) . Certificación de diseño EE.UU. estaba en la etapa previa a la solicitud , pero el concepto parece haber evolucionado en la Westinghouse SMR .
Westinghouse SMR
Este pequeño Modular Reactor es un PWR integral 800 MWt / 225 MWe clase con los sistemas de seguridad pasivos y componentes internos de reactor , incluyendo conjuntos de combustible basado estrechamente en las del AP1000 ( 89 asambleas 2.44m longitud activa , < 5 % de enriquecimiento) . El generador de vapor está por encima del núcleo alimentado por 8 bombas de refrigerante de flujo axial montados horizontalmente . La vasija del reactor y será enviado al sitio por ferrocarril hecho en fábrica , después se instala debajo del nivel del suelo en un recipiente de contención 9,8 m de diámetro y 27 m de altura . El módulo de la vasija del reactor es de 25 metros de altura y 3,5 metros de diámetro . Tiene un ciclo de reabastecimiento de combustible de 24 meses y una vida útil de 60 años . La seguridad pasiva significa no se requiere la intervención del operador durante 7 días en el caso de un accidente . En mayo de 2012 Westinghouse se asoció con General Dynamics Electric Boat para ayudar en el diseño y Burns & McDonnell para proporcionar soporte de arquitectura e ingeniería. Una aplicación de la certificación del diseño se esperaba por el NRC en septiembre de 2013 , pero la compañía ha dado un paso atrás desde la presentación de uno mientras se re- evalúa el mercado de los pequeños reactores . La compañía ha comenzado la fabricación de elementos combustibles prototipo.
El DOE considera esto como un "diseño de reactores de agua ligera en el corto plazo . " En abril de 2012 Westinghouse creó un proyecto con Ameren Missouri para buscar fondos del DOE para desarrollar el diseño, con el fin de obtener la certificación del diseño y una licencia de construcción combinada y operación ( COL) de la Comisión Reguladora Nuclear de hasta cinco SMR en Callaway de Ameren sitio, en lugar de una gran EPR propuesto anteriormente allí. La iniciativa - NexStart SMR Alliance - contó con el apoyo de otros servicios públicos estatales y el gobernador del estado , así como del río Savannah, Exelon y Dominion . Sin embargo , este acuerdo expiró sobre el final de 2013 , y ambas compañías se apartó del proyecto como los fondos del DOE fueron a otros proyectos de SMR .
En mayo de 2013 Westinghouse anunció que iba a trabajar con State Nuclear Power Technology Corporation China ( SNPTC ) para acelerar el desarrollo del diseño y la concesión de licencias en los EE.UU. y China de su SMR . SNPTC se aseguraría de que el diseño Westinghouse SMR cumplió con los estándares para la concesión de licencias en China y llevaría el esfuerzo de licencia en ese país. El estado de esta colaboración es incierto.
Holtec SMR- 160
Holtec Internacional estableció una filial - SMR LLC - para comercializar un 140 MWe ( 446 MWt ) concepto de reactor incorporado fábrica llamada Holtec Intrínsecamente Segura Modular Underground Reactor (HI- SMUR ) . El diseño particular que se está promovido es una versión 160 MWe de este , SMR - 160 , con dos generadores de vapor horizontales externos , utilizando de combustible similar a la de los PWR más grandes, incluyendo MOX . Los 32 conjuntos de combustible de longitud completa están en un cartucho de combustible , que se carga y se descarga como una sola unidad desde el recipiente de alta presión 31 - metros . Holtec reclama una semana de parada de recarga cada 42 meses. Tiene refrigeración pasiva completo en funcionamiento y después de la parada y un coeficiente de temperatura negativo de manera que se apaga a las altas temperaturas . El reactor se ofrecerá con la opción de disipador de calor a la atmósfera , mediante el enfriamiento en seco . Se instalará el sistema de reactor entero debajo del nivel del suelo, con el almacenamiento de combustible usado . Un período de construcción de 24 meses, se prevé para cada unidad de $ 800.000.000 ($ 5000/kW ) . Vida útil reclamado es de 80 años .
Holtec espera presentar una solicitud de certificación de diseño a la NRC a finales de 2016 . La fase de diseño detallado es de agosto de 2012, y al parecer no es tan lejos como los otros tres diseños pequeños de Estados Unidos. El Grupo Shaw ( CB & I filial ) está proporcionando apoyo de ingeniería para el diseño, y en junio de 2013 URS Corporation se unió para apoyar el diseño y la calificación . Holtec espera que su participación para tomar un año sabático el calendario de desarrollo . La Solicitud de Permiso de Construcción y preliminar Estudio de Seguridad se deben, en junio de 2014.
En marzo de 2012, el DOE EE.UU. firmó un acuerdo con respecto a la construcción de Holtec una demostración SMR- 160 la unidad en su sitio de Savannah River en Carolina del Sur . NuHub , un proyecto de desarrollo económico de Carolina del Sur, y el propio Estado apoyaron la candidatura de Holtec para fondos del DOE para el SMR- 160 , al igual que los socios de PSEG y SCE & G - que funcionara la planta de demostración . Exelon , Entergy y FirstEnergy (aunque véase arriba volver mPower ) también eran partidarios de la candidatura. Además de la planta de demostración SCE & G , Holtec está negociando para suministrar un SMR- 160 a PSEG por su sitio de Hope Creek / Salem , en Nueva Jersey, para el que PSEG ha buscado un permiso para el emplazamiento inicial ( ESP) . Después de no poder obtener fondos del DOE , tanto PSEG y SCE & G reafirmaron su apoyo a la SMR -160.
NuScale
Una unidad más pequeña es la NuScale multiaplicación pequeño reactor , un MWt 165 , 45 MWe PWR integral que aparentemente es similar a IRIS , pero con la circulación natural. En diciembre de 2013, el Departamento de Energía de EE.UU. (DOE ) anunció que iba a apoyar el desarrollo acelerado del diseño para el despliegue inicial, con un máximo de $ 226 millones sobre una base 50-50 costo compartido .
Será con la vasija de presión diámetro de 3 metros y el enfriamiento por convección incorporada de fábrica, con las únicas partes móviles siendo las unidades de barras de control . Se utiliza combustible PWR estándar enriquecido a menos del 5 % en conjuntos normales de combustible PWR ( pero que son sólo 1,8 m de largo ) , con el ciclo de recarga de combustible 24 meses . Instalado en una piscina llena de agua por debajo del nivel del suelo , el diámetro de 4,3 m, 20 m módulo vasija de contención de alta cilíndrica pesa 450 toneladas y contiene el reactor y el generador de vapor. Sería enviado de la fábrica en tres segmentos. Una planta de energía estándar que tienen 12 módulos entre sí que proporciona cerca de 540 MWe. Un puente grúa sería izar cada módulo desde la piscina a una parte separada de la planta para repostar. Vida de diseño es de 60 años.
La compañía de energía NuScale se quedó fuera de la Oregon State University en 2007 , aunque el desarrollo original fue financiado por el Departamento de Energía de EE.UU. . La compañía estima que en 2010 el costo de capital de una noche para una planta de 540 MWe NuScale 12 módulos es de aproximadamente 4.000 dólares por kilovatio . Después NuScale experimentó problemas en la financiación de su desarrollo, Fluor Corporation pagó más de $ 30 millones para el 55% de NuScale en octubre de 2011 . Con el apoyo de Fluor , NuScale espera para poner su tecnología al mercado en el momento oportuno . El DOE considera esto como un "diseño de reactores de agua ligera en el corto plazo . " En agosto 2013 Rolls Royce se unió a la empresa para apoyar la solicitud de fondos del DOE .
NuScale espera presentar una solicitud de certificación de diseño de EE.UU. en 2015 , y ya ha iniciado con CNR , después de haber pasado algún 130.000.000 dólares sobre licencias a noviembre de 2013. Se espera que la revisión de la NRC para tomar 39 meses , por lo que la primera unidad podría estar en construcción a finales de 2019.
En marzo de 2012, el DOE EE.UU. firmó un acuerdo con respecto a la construcción de NuScale una unidad de demostración en su planta de Savannah River en Carolina del Sur . A mediados de 2013 se unió a NuScale Northwest Energy y Asociadas Power Systems Municipales Utah para un proyecto de demostración de despliegue del reactor en 2014 , posiblemente en Idaho. Probablemente sería propiedad de un consorcio de empresas de servicios públicos y operado por una de ellas. Una planta de energía MWe 270-540 ( 6-12 módulos ) se prevé , que cuesta $ 5000/kW en base durante la noche, por lo tanto, $ 2,5 a 3,0 millones de dólares. Energy Northwest se compone de 27 empresas de servicios públicos , y ha examinado las pequeñas posibilidades de reactores antes de elegir NuScale .
VVER - 300 ( V - 478 )
Este es un 850 MWt , 300 MWe 2 - ciclo de diseño PWR de Gidropress , basado en el diseño VVER - 640 ( V - 407 ) . Se informa poco.
VBER -150, VBER -300
Una unidad más grande y montada en barcaza construida en la fábrica rusa (que requiere un buque de 12.000 toneladas ) es el VBER -150, de 350 MWt , 110 MWe. Se tiene una construcción modular y se deriva por OKBM de diseños navales , con dos generadores de vapor . De combustible de óxido de uranio enriquecido al 4,7 % tiene veneno consumible ; tiene bajo grado de combustión ( 31 GWd / t promedio, 41,6 GWd / t como máximo) y el intervalo de recarga de combustible de ocho años .
Mayor PWR VBER -300 de OKBM Afrikantov es un 917 MWt , 295-325 unidad MWe , la primera de las cuales está prevista la construcción en Kazajstán. Se previó originalmente en pares como una central nuclear flotante , desplazando a 49.000 toneladas. Como una planta de cogeneración que tiene una potencia de 200 MWe y 1.900 GJ / hr . El reactor está diseñado para la vida de 60 años y el factor de capacidad del 90%. Cuenta con cuatro generadores de vapor externa y un núcleo casete con 85 conjuntos de estándares de combustible VVER enriquecido al 5 % y 48 GWd / tU combustión. Las versiones con tres y dos generadores de vapor también se han previsto , de 230 y 150 MWe , respectivamente . También , con más sofisticado y enriquecido más alto ( 18 % ) de combustible en el núcleo , el intervalo de reabastecimiento de combustible puede ser empujado a partir de dos años de un total de cinco años ( ciclo de 6 a 15 años de combustible ) con quemadura - hasta 125 GWd / TU . Una empresa conjunta de 2006 entre Atomstroyexport y Kazatomprom instalar esto para el desarrollo como una fuente de energía básica en Kazajstán, a continuación, para exporte . También se prevé para su uso en Rusia , principalmente como unidad de cogeneración . Se considera probable para el despliegue a corto plazo.
VK - 300
Otro reactor ruso más grande en la fase de diseño conceptual es el reactor de agua hirviendo VK- 300 de 750 MWt siendo desarrollado específicamente para la cogeneración de potencia y la calefacción urbana o calor para la desalinización ( 150 MWe , más 1,675 GJ / hr) por la Dollezhal Investigación NA y Instituto de Desarrollo de Ingeniería de Potencia ( RDIPE o NIKIET ) junto con varios institutos de investigación más importantes y de ingeniería. Se ha pasado de la 50 MWe (neto ) VK- 50 BWR en Dimitrovgradf , pero utiliza componentes estándar cuando sea posible, y los elementos de combustible similares a los VVER . La refrigeración es pasiva , por convección , y todos los sistemas de seguridad son pasivos . Enriquecimiento de combustible es del 4% y quemar -up es de 41 GWd / tU con 18 meses de repostaje . Es capaz de producir 250 MWe si exclusivamente eléctricas . En septiembre de 2007 se anunció que seis se construiría en la cola o Archangelsk y al Primorskaya en el lejano oriente , para comenzar a operar 2017-20,4 pero nada más se ha oído hablar de este plan. Como una planta de cogeneración que se pretendía para la Minería y Química Combine en Zheleznogorsk , pero MCC se informa a preferir el VBER -300.
KRV - 12
Un diseño BWR ruso más pequeño es el 12 MWe tras*portable KRV -12, descrito como similar al VK- 50 prototipo BWR en Dimitrovgrad , con un lazo . Tiene un núcleo de cerámica - metal con uranio enriquecido a 2.4 a 4.8 % , y el intervalo de recarga de combustible 10 - año . La vasija del reactor es de 2,4 m de diámetro y 4,9 m de altura en su interior.
ABV , ABV- 6M
Una unidad más pequeña de Rusia OKBM Afrikantov PWR en fase de desarrollo es la ABV , con un rango de tamaños de 45 MWt (ABV -6M ) hasta 18 MWt ( ABV- 3 ) ​​, dando 4-18 salidas MWe . ( El OIEA 2011 reportaje cita a 45 MWt y 8,6 MWe en el modo de condensación y 14 MWt y 6 MWe en modo de cogeneración . ) Las unidades son compactas, con generador de vapor integral y circulación natural en el circuito primario . Las unidades serán producidas en fábrica y diseñados como una fuente de alimentación universal para las centrales nucleares flotantes - ABV -6M requeriría una tonelada barcaza 3500 ; la ABV- 3 , 1.600 toneladas para las unidades individuales. La versión con base en tierra tiene módulo del reactor 13 m de largo y 8,5 m de diámetro , con una masa de 600 t . El núcleo es similar a la de la KLT - 40 , excepto que el enriquecimiento es 16,5 % o 19,7 % y el promedio de quemado 95 GWd / t . En un principio iba a ser alimentado en la fábrica. Intervalo de reabastecimiento es de unos 8 a 12 años , y una vida útil de unos 60 años .
CAREM
El reactor CAREM - 25 está siendo construido por la Comisión Nacional Argentina de Energía Atómica (CNEA ), con una considerable aportación de INVAPg , es un diseño antiguo modular 100 MWt ( 27 MWe brutos) del reactor de agua a presión . Se tiene 12 generadores de vapor integrales y está diseñado para ser utilizado para la generación de electricidad o como un reactor de investigación o para la desalinización de agua (con 8 MWe en la configuración de cogeneración ) . CAREM tiene todo su sistema de refrigeración primario dentro de la vasija de presión del reactor ( 11 m de alto , 3,5 m de diámetro ) , la auto- presurizado y depender totalmente de la convección (para los módulos de menos de 150 MWe ) . El combustible es 3,4 % de combustible PWR enriquecido estándar en elementos combustibles hexagonales, con veneno consumible , y se llena el depósito al año.
La unidad de 25 MWe prototipo se está construyendo al lado de Atucha , en el río Paraná, en Lima , a 110 km al noroeste de Buenos Aires, y la primera versión más grande (probablemente 150 MWe) está prevista en la norteña provincia de Formosa , a 500 km al norte de Buenos Aires , una vez que el diseño ha sido comprobado. Un 70% de CAREM - 25 componentes será la fabricación local . El OIEA enumera como un reactor de investigación en construcción desde abril de 2013, aunque en primer hormigón se vierte en febrero de 2014, marcando comienzo oficial de la construcción.
INTELIGENTE
En una escala mayor , SMART de Corea del Sur ( integrado Sistema Modular Avanzado Reactor) es un MWt reactor de agua a presión con 330 generadores de vapor integrales y características de seguridad avanzadas . Ha sido diseñado por el Instituto de Investigación de Energía Atómica de Corea ( KAERI ) para la generación de electricidad (hasta 100 MWe ) y / o las aplicaciones térmicas , como la desalinización de agua de mar . Vida de diseño es de 60 años, el enriquecimiento de combustible de 4,8% , con un ciclo de recarga de combustible de tres años . Eliminación de calor residual es pasiva. Mientras que el diseño básico se ha completado, la ausencia de cualquier orden para una unidad de referencia inicial se ha estancado el desarrollo. Recibió la aprobación de diseño estándar del regulador de Corea a mediados de 2012 y KAERI planea construir una planta de demostración de 90 MWe de operar a partir de 2017 . Una sola unidad puede producir 90 MWe , más de 40.000 m3/día de agua desalada .
MRX
El Instituto Japonés de Investigación de la Energía Atómica ( JAERI ) diseñó el MRX , un pequeño ( 50 a 300 MWt ) reactor PWR integral para la propulsión de barcos o el suministro local de energía ( 30 MW ) . Toda la planta sería construida en la fábrica . Dispone de combustible de óxido convencional 4,3 % de uranio enriquecido PWR con un intervalo de recarga de combustible de 3,5 años y cuenta con un recinto de contención lleno de agua para mejorar la seguridad. Poco se ha oído hablar de él desde el comienzo del milenio.
NP - 300
Technicatome ( Areva TA) en Francia ha desarrollado el diseño PWR NP- 300 a partir de las plantas de energía submarinos y apuntó a los mercados de exportación de energía, calor y desalinización. Cuenta con sistemas de seguridad pasiva y podría ser construido para aplicaciones de 100 a 300 MWe o más con un máximo de 500.000 m3/día de desalación . Areva TA hace que el reactor K15 naval de 150 MW , que se ejecuta en el combustible de bajo enriquecimiento , y la base en tierra equivalente : réacteur d' Essais à terre (RES ) una versión de prueba de que se está construyendo en Cadarache , debido al operar cerca de 2011 .
Parece que alguna versión de este reactor se utiliza en la planta de energía nuclear Flexblue sumergido está propuesto por DCNS en Francia . DCNS considera comenzar a construir una unidad Flexblue prototipo en 2013 en su astillero en Cherbourg para el lanzamiento y el despliegue en 2016. El concepto elimina la necesidad de la ingeniería civil y de reabastecimiento de combustible o servicio importante puede ser realizada por reflotar y volver al astillero .
NHR - 200
El NHR -200 chino ( Nuclear Calefacción Reactor) , desarrollado por el Instituto de Tecnología de Energía Nuclear de la Universidad Tsingua (ahora el Instituto de Física Nuclear y Tecnología de Nueva Energía ) , es un simple 200 MWt diseño PWR integral para la calefacción o la desalinización del distrito. Se basa en el NHR - 5 que fue puesta en servicio en 1989 , y funciona a temperatura inferior a la designsh anteriormente. Combustible usado se almacena alrededor del núcleo en el recipiente a presión. En 2008 , el gobierno chino se informó que acordaron construir una destilación multiefecto ( MED ) desaladora usar este de la península de Shandong , pero nada más se ha sabido nada de él , y el INET se centra en el HTR -PM está construyendo en Shandong.
ACP100
China National Nuclear ( CNNC ) ha diseñado un pequeño reactor modular de usos múltiples, la ACP100 . Unidades Este se basa en el Acuerdo de Asociación ACP más grande (y CNP ), tiene características de seguridad pasiva y se instalará bajo tierra. Tiene 57 conjuntos de combustible generadores de vapor de alto y integrales 2.15m ( 287 ° C) , de manera que todo el sistema de suministro de vapor se produce y se envía un único módulo del reactor . Su 310 MWt produce alrededor de 100 MWe , y las centrales eléctricas que comprenden dos a seis de ellos se prevén , con 60 años de vida de diseño y de 24 meses de repostaje . O cada módulo puede suministrar 1.000 GJ / hr , dando 12.000 m3/día de desalación (con MED ) . Usos térmicos industriales y de distrito también se prevén . Capacidad de hasta 150 MWe es posible.
CNNC Nueva China Energy Corporation, una empresa conjunta de CNNC ( 51 %) y China Guodian Corp, planea construir dos ACP100 unidades en el condado de pilinguian, la ciudad de Zhangzhou, en el sur de la provincia de Fujian, cerca de Xiamen , como una planta de demostración . Esta será la fase CNY 5000 millones ( $ 788.000.000 ) 1 de un proyecto mayor . Finalización del diseño preliminar se espera en 2014, listo para la construcción en 2015. Se espera que el tiempo de construcción para ser 36 a 40 meses . Se trata de una empresa conjunta de tres empresas para la planta piloto : CNNC como propietario y operador, el Instituto de Energía Nuclear de China ( NPIC ) como el reactor de diseño y China Nuclear Engineering Group es responsable de la construcción de la planta.
La compañía firmó un segundo acuerdo con el condado ACP100 Hengfeng , ciudad de Shangrao en la provincia de Jiangxi , y una tercera con el condado Ningdu , ciudad Ganzhou en la provincia de Jiangxi en julio de 2013 para otro proyecto ACP100 costando 16 mil millones CNY . Se prevén nuevas unidades interiores de Hunan y, posiblemente, las provincias de Jilin . Potencial de exportación se considera que es alta .
CAP- 150
Se trata de un PWR integral , con SNPTC procedencia , está desarrollando desde el CAP1000 en paralelo con CAP1400 por SNERDI , utilizando combustible probada y diseño de la base . Es 450 MWt/150 MWe y tiene ocho generadores integrales de vapor ( 295 ° C), y las reivindicaciones " un sistema más simplificado y más seguridad que los reactores actuales de tercera generación " . Se lanzó para el suministro de electricidad a distancia y la calefacción urbana , con recarga de combustible de tres años y la vida de diseño de 80 años. Cuenta con refrigeración activa y pasiva , y en un escenario de accidente, sin la intervención del operador requerida por siete días. Bases de diseño sísmico 300 Gal . A mediados de 2013 SNPTC citó aprox . $ 5000/kW costo de capital y 9 c / kWh , por lo que mucho más que el CAP1400 .
CAP- FNPP
Otro proyecto SNERDI es un reactor de la central nuclear ( FNPP ) flotante. Esto es ser 200 MWt y relativamente baja temperatura ( 250 ° C ) , por lo que sólo un 40 MWe con dos generadores de vapor externos y de cinco años de reabastecimiento .
Flexblue
Se trata de un diseño conceptual de DCNS ( un grupo de defensa de propiedad estatal ) , Areva , EDF y CEA de Francia . Está diseñado para ser sumergido , 60-100 metros de profundidad en el lecho marino de hasta 15 km de la costa , y regresó a un dique seco para su reparación. Los reactor , generadores de vapor y de la turbina - generador se encuentra en un 12.000 toneladas sumergido casco cilíndrico de unos 100 metros de largo y 12 a 15 metros de diámetro . Cada casco y planta de energía serían tras*portables utilizando un recipiente especialmente diseñado . La capacidad del reactor es de 50-250 MWe , derivado de los últimos diseños navales de DCNS , pero con detalles que no anunció . Cuando se anunció por primera a principios de 2011 se dijo que DCNS podría empezar a construir una unidad Flexblue prototipo en 2013 en su astillero en Cherbourg para el lanzamiento y el despliegue en 2016, posiblemente fuera de Flamanville .
UNITHERM
Se trata de un 5-10 PWR MWe diseño conceptual integral del Instituto de Investigación y Desarrollo de Rusia de Power Engineering ( RDIPE ) . Una versión de 20 MWt cuenta con tres circuitos de refrigeración , con circulación natural , y afirma la autorregulación con venenos consumibles en el diseño de combustible inusual de metal-cerámica , por lo que no necesita más que una campaña anual de mantenimiento y sin repostar durante una vida de 25 años. La masa de una unidad con blindaje es de 180 toneladas , por lo que puede ser enviado completa desde la fábrica hasta el sitio.
IMR
Mitsubishi Heavy Industries tienen un diseño conceptual del reactor modular integrada ( IMR) , un PWR de 1.000 MWt , 350 MWe. Cuenta la vida de diseño de 60 años, 4,8 % de enriquecimiento de combustible y el ciclo del combustible de 26 meses. Tiene circulación natural para la refrigeración . El proyecto ha consistido en la Universidad de Kyoto , el Instituto Central de Investigación de la Industria de la Energía Eléctrica ( CRIEPI ) , y la Empresa de Energía Atómica de Japón ( JAPC ) , con financiamiento del METI . El plazo establecido para iniciar la concesión de licencias es 2020 como muy pronto.
TRIGA
El Sistema de Alimentación TRIGA es un concepto basado en PWR bien probado diseño del reactor de investigación de General Atomics . Se concibe como un 64 MWt , 16,4 MWe sistema de tipo de piscina que funciona a una temperatura relativamente baja. El refrigerante secundario es perfluorocarbono . El combustible es hidruro de uranio - zirconio enriquecido al 20 % y con un poco de veneno consumible y que requieren reabastecimiento de combustible cada 18 meses . Combustible usado se almacena en el interior de la vasija del reactor .
FNBR
El reactor de lecho fijo Nuclear ( FNBR ) es un diseño conceptual temprano por la Universidad Federal de Río Grande do Sul , Brasil. Es un PWR con el combustible de gravilla, 134 MWt , 70 MWe , con " ciclo de combustible flexible" .
Reactores de agua pesada
PHWR -220
Estos son los más antiguos y más pequeños de la presión del reactor de agua pesada de la India ( PHWR ) Rango , con un total de 16 ahora en línea , 800 MWt , 220 MWe brutos normalmente . Rajasthan 1 fue construido como un proyecto de colaboración entre la Atomic Energy of Canada Ltd ( AECL ) y la Corporación de Energía Nuclear de la India ( NPCIL ) , puesta en marcha en 1972. Desarrollo PHWR indígena posterior se ha basado en estas unidades , aunque varias etapas de evolución se pueden identificar : PHWR con dousing y contención simple en Rajasthan 1-2, PHWR con piscina de supresión y contención doble parcial en Madrás , y PHWRs estandarizados posteriores de Narora adelante con doble contención , piscina de supresión , y calandria llenos de agua pesada , ubicado en una calandria bóveda llena de agua . Ellos son moderados y enfriados por agua pesada , y el combustible de óxido de uranio natural es en tubos horizontales de presión , lo que permite repostar en la línea ( después de 24 meses) . Burn -up es de unos 15 GWd / t.
AHWR -300 LEU
El reactor avanzado de agua pesada desarrollada por el Centro de Investigación Atómica Bhabha ( BARC ) está diseñado para hacer un amplio uso de abundante torio de la India como combustible, pero un uranio de bajo enriquecimiento impulsado versión se lanzó para la exportación. Esto utilizará el uranio de bajo enriquecimiento , más el torio como combustible , en gran medida prescindiendo de la entrada de plutonio de la versión para uso doméstico. Alrededor del 39 % de la energía provendrá de torio (mediante conversión in situ de U- 233 , cf dos tercios en AHWR doméstico) , y grabar en marcha será de 64 GWd / t. Nivel de enriquecimiento de uranio será 19,75 % , dando 4.21 % contenido medio del combustible fisionable U- Th . Contará con tubos de presión verticales en las que el refrigerante de agua ligera a alta presión hervirá , siendo la circulación por convección. Es en la etapa de diseño básico.
Reactores refrigerados por gas de alta temperatura
Estos utilizan grafito como moderador (a menos que el tipo de neutrones rápidos ) y, o bien helio, dióxido de carbono o nitrógeno como refrigerante primario . La experiencia de varios reactores innovadores construido en la década de 1960 y 1970sk se ha analizado , en especial a la luz de los planes de Estados Unidos para su Planta Nueva Generación Nuclear ( NGNP ) y China de poner en marcha su proyecto de HTR -PM en 2011. Lecciones aprendidas y documentadas para NGNP incluyen el uso de combustible TRISO , el uso de un recipiente de presión del reactor, y el uso de la refrigeración de helio ( AGR Reino Unido son la única HTR utilizar el CO2 como refrigerante primario ) . Sin embargo el financiamiento del gobierno de EE.UU. para NGNP ahora ha cesado prácticamente .
Reactores refrigerados por gas de alta temperatura nuevas ( HTRS ) se están desarrollando , que será capaz de ofrecer alta temperatura (hasta unos 1.000 ° C ) de helio , ya sea para uso industrial a través de un intercambiador de calor, o para producir vapor convencional en un circuito secundario a través de un generador de vapor , o directamente para accionar una turbina de gas de ciclo Brayton de electricidad con una eficiencia térmica de casi el 50 % es posible ( eficiencia aumenta en torno al 1,5 % con cada incremento de 50 ° C). Uno usa el helio para accionar un compresor de aire para impulsar el potencial de una unidad de ciclo combinado . Mejora de la metalurgia y la tecnología desarrollada en la última década hace HTR más práctico que en el pasado , aunque el ciclo directo significa que debe haber una alta integridad de los componentes del combustible y reactores. Todos menos uno de los descritos a continuación tienen la moderación de neutrones por grafito , uno es un reactor de neutrones rápidos .
Combustible para estos reactores es en la forma de TRISO ( tristructural - isotrópico ) partículas de menos de un milímetro de diámetro . Cada uno tiene un núcleo ( aprox. 0,5 mm ) de oxicarburo de uranio ( o dióxido de uranio ) , con el uranio enriquecido hasta el 20 % de U - 235 , aunque normalmente menos. Esta está rodeada por capas de carburo de silicio y de carbono , dando una contención de productos de fisión que es estable a más de 1600 ° C.
Hay dos formas en que se organizan estas partículas : en los bloques hexagonales - ' prismas ' de grafito o de billar guijarros tamaño de una pelota de grafito encajonados en carburo de silicio , cada uno con alrededor de 15.000 partículas de combustible de uranio y 9g . Hay una mayor cantidad de combustible utilizado que de la misma capacidad en un reactor de agua ligera . El moderador es el grafito .
HTR potencialmente pueden utilizar combustibles a base de torio , como el uranio altamente enriquecido o de bajo enriquecimiento con Th , U- 233 con Th y Pu con Th . La mayor parte de la experiencia con los combustibles de torio ha estado en HTR ( véase el documento de información sobre el torio ) .
Con coeficiente de temperatura negativo de la reactividad ( la reacción de fisión disminuye al aumentar la temperatura ) y de evacuación de calor residual pasiva , los reactores son intrínsecamente seguros. HTR por no precisar ningún edificio de contención para la seguridad. Ellos son lo suficientemente pequeños para permitir la fabricación de la fábrica, y por lo general se instalan debajo del nivel del suelo.
Tres diseños HTR en particular - PBMR , GT- MHR y Antares / SC- HTGR - fueron contendientes por el proyecto de la Central Nuclear de próxima generación ( NGNP ) en los EE.UU. ( véase la sección Central Nuclear de Nueva Generación en la página de información sobre la política nuclear de EE.UU. ) . En 2012 Antares fue elegido. Sin embargo , el único proyecto HTR actualmente de proceder es el HTR -PM chino.
Hybrid Power Technologies tienen un pequeño reactor modular híbrido nucleares (SMR ) acoplado a una turbina de gas alimentado por combustibles fósiles .
HTTR , GTHTR
Alta temperatura del reactor del Instituto Japonés de Investigación de la Energía Atómica ( de JAERI ) Prueba ( HTTR ) de 30 MWt puso en marcha a finales de 1998 y se ha ejecutado con éxito a 850 ° C durante 30 días. En 2004 alcanzó 950 ° C de temperatura de salida . Su combustible es en prismas y su principal objetivo es el desarrollo de medios termoquímicos de producción de hidrógeno a partir de agua .
Sobre la base de la HTTR , JAERI está desarrollando la Turbina de Gas Reactor de Alta Temperatura ( GTHTR ) de hasta 600 MWt por módulo. Utiliza mejores elementos combustibles HTTR con un 14% de uranio enriquecido lograr un alto grado de combustión ( 112 GWd / t) . Helio a 850 ° C impulsa una turbina horizontal en la eficiencia 47 % para producir hasta 300 MWe . El núcleo está formado por 90 columnas combustible hexagonal 8 metros de altura dispuestos en un anillo , con reflectores. Cada columna se compone de ocho grandes elementos de un metro de 0,4 m de ancho y la celebración de 57 agujas combustibles compuestos por partículas de combustible con 0,55 mm de diámetro y kernels 0.14 mm capa amortiguadora . En cada repostaje bianual , capas alternas de elementos se sustituyen de manera que cada permanece durante cuatro años.
HTR- 10
HTR- 10 de China, un reactor refrigerado por gas de alta temperatura de 10 MWt experimental en el Instituto de Nuclear y Tecnología de Nueva Energía ( INET ) en la Universidad de Tsinghua norte de Beijing puso en marcha en 2000 y llegó a todo el poder en el 2003. Tiene su combustible como un " lecho de bolas ' ( 27.000 elementos ) de combustible de óxido con un promedio de quemado de 80 GWday / t U. Cada elemento combustible guijarro tiene 5 gramos de uranio enriquecido al 17% en alrededor de 8.300 partículas recubiertas con TRISO . El reactor opera a 700 ° C ( potencialmente 900 ° C ) y tiene fines de investigación amplios . Eventualmente se puede acoplar a una turbina de gas , pero , mientras tanto, ha estado conduciendo una turbina de vapor .
En 2004 , el pequeño HTR- 10 reactor fue sometido a una prueba extrema de su seguridad cuando la bomba de circulación de helio fue deliberadamente apagado sin el reactor está apagado. La temperatura aumentó de forma constante , pero la física del combustible significa que la reacción disminuye progresivamente y se apagó más de tres horas . En esta etapa se logró un equilibrio entre el calor de desintegración en el núcleo y la disipación de calor a través de la pared del reactor de acero , la temperatura nunca supera un seguro 1.600 ° C , y no hubo ningún fallo de combustible. Esta fue una de las seis pruebas de demostración de seguridad llevadas a cabo a continuación . La gran área de superficie en relación con el volumen y la baja densidad de potencia en el núcleo , también serán características de las unidades en gran escala (que son , sin embargo, mucho más pequeño que la mayoría de los tipos de agua ligera . )
HTR -PM
Construcción de una versión más grande de la HTR- 10 , de China HTR -PM , se aprobó , en principio, en noviembre de 2005 , con la preparación para la primera concreta a mediados de 2011 y el inicio de la construcción en diciembre de 2012 . Esta iba a ser una única de 200 MWe ( 450 MWt ) unidad, pero ahora tendrá reactores gemelos, cada uno de 250 MWt conducir una sola turbina de vapor de 210 MWe. Cada reactor tiene un solo vapor generador de vapor produciendo a 566 ° C. El combustible es del 9% enriquecido ( 520.000 elementos ) dando 80 GWd / t de descarga de combustión. Temperatura de salida del núcleo es de 750 º C para el helio. El tamaño se redujo a 250 MWt de anteriores 458 MWt módulos con el fin de mantener la misma configuración de núcleo como el prototipo HTR -10 y evitar el traslado a un diseño anular como PBMR de Sudáfrica ( véase la sección sobre PBMR abajo). Altura de la base es de 11 metros . Esta planta de demostración de 210 MWe Shidaowan en Rongcheng en la provincia de Shandong es allanar el camino para un ( 3x6x210MWe ) planta de energía a gran escala de 18 unidades en el mismo sitio , utilizando también el ciclo de vapor . La vida vegetal se concibe como 60 años con factor de carga del 85%.
De China Huaneng Group, uno de los principales generadores de China , es la principal organización implicada en la unidad de demostración con un 47,5 % de cuota ; China, Ingeniería y Construcción ( CNEC ) Nuclear tendrán una participación del 32,5 % y el INET de la Universidad de Tsinghua 20 % - siendo el principal contribuyente de I + D . Costo proyectado es 430 dólares EE.UU. millones de dólares ( pero las unidades posteriores de caer a EE.UU. $ 1500/kW con el costo que genera aproximadamente el 5 ¢ / kWh). La puesta en marcha estaba prevista para 2013 , ahora 2015 . El HTR -PM lógica es a la vez el tiempo para reemplazar la tecnología convencional del reactor por el poder, y también para proporcionar para la producción de hidrógeno futuro. INET está a cargo de la I + D, y tiene el objetivo de aumentar el tamaño del módulo 250 MWt y también utilizar el torio en el combustible. Finalmente, una serie de HTR , posiblemente con el ciclo Brayton conducir directamente a las turbinas de gas , y sería ampliamente instalado a través de China de fábrica construida .
El rendimiento de este hecho y el diseño del PBMR de Sudáfrica incluye una gran flexibilidad en las cargas ( 40-100 %) sin pérdida de eficiencia térmica, y con rápidos cambios en la configuración de energía . La densidad de potencia en el núcleo es aproximadamente una décima parte de la de un reactor de agua ligera , y si la circulación del refrigerante deja el combustible va a sobrevivir las altas temperaturas iniciales mientras que el reactor se cierra en sí decepciona - dando seguridad inherente . El control de potencia es mediante la variación de la presión del refrigerante , y por lo tanto el flujo . (Véase también la sección sobre Shidaowan HTR -PM en la página de información sobre la energía nuclear en China y la sección de investigación y desarrollo en la página de información sobre el ciclo de combustible nuclear de China. )
PBMR
Pebble bed reactor modular de Sudáfrica ( PBMR ) estaba siendo desarrollado por el consorcio PBMR ( Pty ) Ltd liderado por la utilidad de Eskom , últimamente con la participación de Mitsubishi Heavy Industries, y se basa en la experiencia alemana. Su objetivo para un cambio de ritmo en la seguridad, la economía y la resistencia a la proliferación . Unidades de producción a gran escala se había planeado estar 400 MWt ( 165 MWe ), pero los planes más recientes fueron por 200 MWt ( 80 MWe) 7 . Las limitaciones financieras condujeron a delays8 y en septiembre de 2010, el gobierno de Sudáfrica confirmó que dejaría de financiar el proyecto9 . Sin embargo , una aplicación de 2013 para los fondos federales del Proyecto Nacional de Gestión Corporation ( NPMC ) en los EE.UU. parece revivir el diseño PBMR ciclo directa anterior , destacando su ' quemadura profunda ' atributos en la destrucción de los actínidos y el logro de alto grado de combustión a altas temperaturas.
Los planes anteriores para el 400 MWt PBMR siguientes una revisión 2002 prevén un ciclo directo ( ciclo Brayton ) generador de turbina de gas y de la eficiencia térmica alrededor del 41 % , el refrigerante de helio dejando la parte inferior del núcleo a aproximadamente 900 ° C y conducir una turbina . El poder se puede ajustar cambiando la presión en el sistema . El helio se pasa a través de un pre - enfriador y el intercooler antes de ser devuelto a la vasija del reactor refrigerado por agua . Se esperaba que la demostración Power Plant PBMR ( DPP ) para iniciar la construcción en Koeberg en 2009 y alcanzar la criticidad en 2013 , y después de esto se retrasó , se decidió centrarse en el design6 200 MWt
El 200 MWt ( 80 MWe) diseño posterior anunciado en 2009 era utilizar un ciclo Rankine convencional , permitiendo al PBMR para entregar vapor sobrecalentado a través de un generador de vapor, así como la generación de electricidad . Este diseño " está dirigido a aplicaciones de calor de proceso de vapor que funcionan a 720 ° C , lo que proporciona la base para penetrar en el mercado del calor nuclear como una alternativa viable para el carbono - quema , fuentes de calor de alta emisión . " 10 Un acuerdo con Mitsubishi Heavy Industries para llevar adelante la investigación y desarrollo en este diseño se firmó en febrero de 2010. MHI ha estado involucrado en el proyecto desde el año 2001 , después de haber realizado el diseño básico y de I + D del sistema de helio- impulsado turbo generador y conjunto de cuerpo de núcleo , los componentes principales del diseño de ciclo directo 400 MWt .
El PBMR tiene un recipiente a presión de reactor vertical de acero que contiene y soporta un barril núcleo metálico , que a su vez apoya el núcleo de combustible de gravilla cilíndrica . Este núcleo está rodeado por el lado por un reflector de grafito exterior y en la parte superior e inferior por estructuras de grafito que proporcionan funciones de reflexión de neutrones superior e inferior similares. Perforaciones verticales en el reflector lateral se proporcionan para los elementos de control de la reactividad. Unos 360.000 guijarros combustibles ( 9,6 % de partículas de dióxido de uranio de silicio de carburo recubierto enriquecidos encerrados en esferas de grafito de 60 mm de diámetro) a través del ciclo del reactor de forma continua (alrededor de seis veces cada uno) hasta que se gastan después de unos tres años. Esto significa que un reactor requeriría 12 cargas totales de combustible en su vida de diseño .
Se planificó una planta de combustible de gravilla en Pelindaba . Mientras tanto , la compañía produjo un poco de combustible que fue probado con éxito en Rusia.
El PBMR fue propuesto para el proyecto de la Planta Nuclear de EE.UU. de nueva generación y la presentación de una solicitud de certificación de diseño llegó a la etapa de revisión previa a la solicitud . La empresa forma parte del Proyecto Nacional de Gestión Corporation ( NPMC ) consorcio que ha aplicado para la segunda ronda de financiación del DOE en 2013.
Desarrollo PBMR en Sudáfrica ha sido abandonado debido a la falta de fondos. Para más información sobre él, ver el PBMR Apéndice en la página de información sobre la energía nuclear en Sudáfrica.
GT- MHR
En la década de 1970 general Atomics desarrolló un HTR con bloques prismáticos de combustible sobre la base de los del reactor MWt Fort St Vrain 842 , que funcionó desde 1976 hasta 1989 en los EE.UU.. Revisión de licencia por el NRC estaba en marcha hasta que se cancelaron los proyectos a finales de 1970 .
Evoluciona de esto en la década de 1980 , General Atomics de Turbinas de Gas - Modular Helium Reactor ( GT- MHR ) , se construiría en forma de módulos de hasta 600 MWt , pero por lo general 350 MWt , 150 MWe. En su demanda eléctrica cada conduciría directamente una turbina de gas con una eficiencia térmica del 47%. También se puede utilizar para la producción de hidrógeno ( 100.000 t / año reivindicado ) y otras aplicaciones de calor de proceso de alta temperatura . El núcleo anular , permitiendo evacuación de calor residual pasiva , consta de 102 columnas hexagonales de elementos combustibles de bloques de grafito con canales para refrigerante de helio y de control de las barras . Bloques del reflector de grafito son tanto dentro como alrededor del núcleo . La mitad del núcleo se reemplaza cada 18 meses. El enriquecimiento es aproximadamente 15,5 % , burn- up es de hasta 220 GWd / t, y la temperatura de salida de agua es de 750 ° C con un objetivo de 1.000 ° C.
El GT- MHR está siendo desarrollado por General Atomics en colaboración con la rusa OKBM Afrikantov , con el apoyo de Fuji (Japón) . Areva antes era complicado, pero se ha desarrollado el mismo diseño básico que Antares . Inicialmente, el GT- MHR iba a ser utilizado para quemar pura plutonio procedente de armas en Seversk ( Tomsk) en Rusia. Se necesita un veneno consumible tales como Er - 167 de este combustible . La etapa de diseño preliminar se completó en 2001 , pero el programa para la construcción de un prototipo en Rusia ha languidecido desde entonces.
General Atomics dice que el espectro de neutrones GT- MHR es tal , y el combustible TRISO es tan estable , que el reactor puede ser alimentado totalmente con desechos tras*uránicos separados ( neptunio , plutonio , americio y curio ) del reactor de agua ligera de combustible utilizado . Los actínidos fértiles permitirían el control de la reactividad y muy alto grado de combustión podrían ser alcanzados con ella - más de 500 GWd / t - el concepto de " Burn Profunda ' . Más del 95 % de la PU- 239 y 60 % de otros actínidos serían destruidos en una sola pasada .
Una versión más pequeña de la GT- MHR , el Remote- Site Modular Helium Reactor ( RS- MHR ) de 10-25 MWe ha sido propuesto por General Atomics . El combustible sería de 20 % enriquecido y el intervalo de recarga de combustible sería de 6-8 años .
EM2
En febrero de 2010 , General Atomics anunció una versión modificada de su diseño GT- MHR , sino como un reactor de neutrones rápidos - el módulo multiplicador Energía ( EM2 ) . El EM2 es un 500 MWt , 240 MWe HTR de neutrones rápidos refrigerados por helio que opera a 850 º C y alimentado con 20 toneladas de combustible PWR utilizado o uranio empobrecido , además de 22 toneladas de uranio poco enriquecido ( ~ 12 % de U - 235 ) como primer plato . Combustible usado de esta se procesa para eliminar los productos de fisión (cerca de 4 toneladas) y el resto es reciclado como combustible para las siguientes rondas , cada vez que se reponía con 4 toneladas de combustible PWR utilizado más. ( Los medios de reprocesamiento para eliminar los productos de fisión no se especifica . ) Cada ciclo de reabastecimiento puede ser tan largo como 30 años. Con repetido reciclaje de la cantidad de uranio natural original ( antes de su uso por PWR ) utilizado sube de 0,5 % a 50 % a alrededor de ciclo 12 . Desechos de alto nivel son el 4% de los de PWR en el ciclo de combustible abierto. Una eficiencia térmica del 48% según se afirma, utilizando el ciclo Brayton . EM2 también sería adecuado para aplicaciones de calor de proceso . El recipiente de presión principal puede ser tras*portado en camión o injuriaba al sitio, y se instala debajo del nivel del suelo, y el de alta velocidad ( de gas ) generador de turbina es también - camión tras*portable. Los medios de reprocesamiento para eliminar los productos de fisión no se especifica . La compañía ha solicitado la segunda ronda de fondos del DOE en 2013.
La compañía anticipa un desarrollo de 12 años y un período de concesión de licencias , que está en línea con el 80 MWt experimental reactor de demostración de tecnología de gas enfriado rápido (TFG ) en el programl Generación IV . GA se ha unido a Chicago Bridge & Iron , Mitsubishi Heavy Industries , y el Laboratorio Nacional de Idaho para desarrollar el EM2 .
Antares - Areva SC- HTGR
Otro diseño HTR de tamaño completo está siendo presentada por Areva . Se basa en el GT- MHR y también ha implicado Fuji . Diseño de referencia es de 625 MWt con combustible bloque prismático como el GT- MHR . Temperatura de salida del núcleo es de 750 ° C para la versión de HTR - ciclo de vapor ( SC - HTGR ) , aunque una versión eventual reactor de muy alta temperatura ( VHTR ) se prevé con 1.000 ° C y ciclo directo . El presente concepto utiliza un ciclo indirecto , con vapor de agua en el sistema secundario , o, posiblemente, una mezcla de helio - nitrógeno para VHTR , eliminando la posibilidad de contaminación de la planta de producción de la generación de , química o de hidrógeno con radionucleidos del núcleo del reactor . Fue seleccionado en 2012 para la Central Nuclear de próxima generación EE.UU. , con ciclo de vapor secundario 2 -loop, el 625 MWt probablemente dando 250 MWe por unidad, pero el objetivo principal es el de 750 ° C de temperatura de salida de helio para su aplicación industrial .
Urenco U- batería
Urenco con otros encargó un estudio a TU- Delft y la Universidad de Manchester , sobre la base de los cuales se ha hecho un llamamiento para el desarrollo europeo de muy pequeña - de 5 a 10 MWe - ' plug and play ' reactores intrínsecamente seguros. Estos se basan en moderado por grafito , helio enfría conceptos HTR . El diseño de bloqueo del combustible se basa en la del reactor Fort St Vrain (FSV ), en EE.UU. . Usaría 17-20 % de uranio enriquecido y combustible posiblemente torio. Un 20 MWt y un diseño de 10 MWt se han desarrollado , este último con reflector óxido de berilio. La "U " de la batería más pequeña tendría una duración de 5 años antes de cargar combustible y mantenimiento , la más grande desde hace 10 años . El diseño más pequeño , 1,8 m de diámetro , puede ser capaz de ser devuelto a la fábrica para esto. Urenco está buscando el apoyo del gobierno para un prototipo.
Adams motor
Un concepto HTR pequeña es de 10 MWe sencilla planta de ciclo de los motores de Adams Atomic ' directa Brayton con nitrógeno de baja presión como el refrigerante del reactor y el fluido de trabajo , y la moderación de grafito. El núcleo del reactor es un lecho anular fija con cerca de 80.000 elementos de combustible cada diámetro 6 cm y que contiene aproximadamente 9 gramos de metales pesados ​​como partículas TRISO , con valor promedio previsto de quemado de 80 GWd / t. Las unidades iniciales proveen una temperatura de salida del núcleo del reactor de 800 ° C y una eficiencia térmica cerca de 25 % . La potencia de salida se controla mediante la limitación de flujo de refrigerante . Se propone una planta de demostración para la terminación después de 2018. El motor de Adams se dignó a ser competitivos con las turbinas de gas de combustión.
MTSPNR
Un pequeño HTR rusa que estaba siendo desarrollado por el Instituto de Investigación y Desarrollo NA Dollezhal de Power Engineering ( NIKIET ) es el reactor modular tras*portable pequeña potencia nuclear ( MTSPNR ) para el suministro de calor y electricidad de las regiones remotas . Se describe como un solo HTR refrigerado por aire de circuito con la turbina de gas de ciclo cerrado . Utiliza combustible enriquecido al 20% y está diseñada para funcionar durante 25 años sin necesidad de repostar . Una planta de la unidad de doble ofrece 2 MWe y / o 8 GJ / hr . No hay información reciente disponible, pero un antecedente es el Pamir , de Bielorrusia :
Desde 2010 NIKIET también participa con Luch Asociación Científica de Producción ( SPA Luch ) y una organización de Belarús , el Instituto Mixto de Ingeniería de Potencia y la Investigación Nuclear ( Sosny ) , el diseño de un pequeño reactor nuclear tras*portable. El proyecto se basará en la experiencia de Sosny en el diseño del reactor pequeño camión Pamir - 630D refrigerado nuclear, dos de los cuales fueron construidos en Bielorrusia desde 1976 , durante la era soviética. Este era un reactor HTR 300-600 kWe usando combustible enriquecido 45 % y conducir una turbina de gas con tetraóxido de nitrógeno ( N2O4 ) a través del ciclo de Brayton . Después de alguna experiencia operativa del proyecto Pamir fue desechado en 1986. El nuevo diseño será un concepto similar, pero sobre HTR 2 MWe.
SMR concepto híbrido
The Small Modular Reactor (SMR ) diseño híbrido nucleares de Hybrid Power Technologies LLC produce cantidades masivas de aire comprimido , mientras que la turbina de gas , capaz de quemar una variedad de combustibles fósiles , genera energía eléctrica. El helio desde el reactor MWt moderado por grafito 600 mueve una turbina primaria acoplada a un compresor de aire . El aire a muy alta presión y luego sobrealimenta una turbina de gas de ciclo combinado (CCGT ) que acciona un generador de 850 MW con una eficiencia del 85%.

ah , que se puede dedicar canciones ?

Muchas gracias Tesnico !!! , ya me estaba quedando sin textos. Gracias por la sugerencia.


Esto es un pequenno elogio a tu cordura ...


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Cerramos el chiringuito. [ o la sala de control de la central , como dijo el empanao ].

Hasta mannana . Que Vds Astroturfeen bien.