Investigación de HTR en Alemania

incluso en el tercer milenio

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¡La élite científica nuclear se merece la financiación de HTR!

Mucho dinero para las instituciones de investigación HTR en Dresde, Rossendorf, Zittau, Görlitz, Hamburgo, Stuttgart, Garching, Karlsruhe, Bochum, Aachen, Jülich ...

"Psst, ni una sola palabra sobre el vergonzoso final del reactor de alta temperatura planeado en Sudáfrica. ¡Ni una palabra sobre los 1,5 millones de euros desperdiciados inútilmente en el país pobre!"

Este es, obviamente, el lema del portavoz de la industria nuclear, la revista "atw", que guarda silencio sobre la última quiebra del reactor modular Pebble Bed (PBMR).

Y en nombre de toda la industria, los futuros proyectos de la UE que se pagarán para promover los reactores de IV Generación se presentan en su edición de julio de 2010 en 8 páginas. La segunda parte seguirá en el próximo número ...

Porque en otoño se decidirá el nuevo concepto energético del gobierno federal. Y además de las extensiones de plazo obligatorias, la industria nuclear tiene algunas solicitudes muy especiales de su gobierno para esto. Los proyectos de investigación anteriores deberían continuar y deberían iniciarse cosas nuevas.

El atw de hoja atómica presenta con franqueza el impresionante trabajo de investigación y desarrollo de la tecnología HTR durante los últimos dos años. Aquí hay una descripción general de los detalles, clasificados por ciudad.

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Dresde-Rossendorf

Para el llamado "Centro de Competencia Este para Tecnología Nuclear", que también incluye el Centro de Investigación de Dresden-Rossendorf y la Universidad de Ciencias Aplicadas de Zittau / Görlitz, la atw describe el enfoque futuro en abril de 2010:

- "Sobre la base de métodos de simulación para el análisis de seguridad de los reactores de agua ligera actuales, la atención se centra cada vez más en el desarrollo de métodos para reactores de cuarta generación y sistemas impulsados ​​por aceleradores" (4, p. 2010).

- Aquí en Dresden-Rossendorf, el programa de dinámica de reactores DYN3D no solo se está desarrollando más para los reactores de agua ligera: "El área de aplicación se está ampliando gradualmente para incluir reactores de IV Generación" (2010, p. 260).

- Investigación sobre la seguridad de los materiales y componentes de los reactores nucleares: "Los aceros al cromo se consideran materiales de construcción potenciales para los reactores nucleares de cuarta generación por sus ventajosas combinaciones de propiedades" (2010, p. 261).

- "En el contexto de la Generación IV, actualmente hay un fuerte renacimiento de las investigaciones sobre reactores rápidos refrigerados por sodio en los que la FZD participa en los proyectos europeos ADRIANA y CP-ESFR" (2010, p. 261). Se creó una nueva plataforma experimental para flujos de metales líquidos (DRESDYN).

- Dado que la eliminación final de los elementos combustibles esféricos radiactivos de los HTR todavía debe regularse de alguna manera durante los próximos siglos, se están llevando a cabo investigaciones para reducir el volumen de desechos y radiación radiactiva. La "transmutación" incluye, por lo tanto, la conversión de radionucleidos de período largo en nucleidos estables o de período corto: "Para el desarrollo de sistemas GenIV y sistemas de transmutación dedicados apoyados por aceleradores (ADS) se requieren secciones transversales precisas de reacciones con neutrones rápidos" ( 2010, pág.261).

"Con respecto a la mejora de las propiedades de seguridad de los reactores nucleares refrigerados por gas, aquí especialmente los reactores de alta temperatura, el desarrollo de materiales innovadores para la tecnología energética de alta temperatura", la Universidad Técnica de Dresde lleva a cabo el siguiente trabajo de investigación :

- Liberación de polvo del HTR.

- "Como parte del proyecto internacional F-Bridge, TU Dresden persigue el objetivo de desarrollar un proceso basado en láser para el sellado resistente a altas temperaturas de carcasas de elementos de combustible totalmente cerámicos para reactores avanzados de alta temperatura (VHTR) desarrollado por soldadura inducida por láser ... "(2009, p. 2010).

- Fabricación de barreras de difusión ultradensas utilizando tecnología láser innovadora: "Un componente esencial del concepto de seguridad de los reactores nucleares de alta temperatura es el recinto hermético a los gases de las partículas de combustible nuclear en un revestimiento cerámico multicapa ..." (2010, pág.264).

- Desarrollo de un intercambiador de calor de alta temperatura.

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Atracción estudiantil:
Haciendo "experimentable en el experimento" la energía atómica: ¡¡¡Entrenando el reactor nuclear AKR-2 !!!

"El reactor nuclear de formación es una parte integral de la cátedra de tecnología de hidrógeno y energía nuclear en la TU Dresden y contribuye significativamente a mantener la competencia, tanto en cooperación con otros colegios y universidades como con la industria. (...) El AKR -2 no solo es una verdadera atracción para los estudiantes en la TU de Dresde, pero no menos importante "(2010, p. 264) una contradicción con las decisiones de salida, pero ¿a quién le importa?

Antonio Hurtado es Director de la Cátedra de Hidrógeno y Energía Nuclear de la TU Dresden desde 2007. Hizo su doctorado en HTR en la RWTH Aachen University (2009, p. 204). Información detallada sobre esto en Circular No. 117 de THTR.

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Zittau-Goerlitz

Como parte del proyecto RAPHAEL, aquí se llevan a cabo investigaciones experimentales en el banco de pruebas de cojinetes magnéticos FLP 500. Sirven para soportar componentes rotativos HTR. "Se llevaron a cabo numerosos trabajos de investigación y desarrollo bajo el título de proyecto RAPHAEL dentro del 6º programa marco EURATOM de la Comisión Europea" (2010, p. 265).

Se está trabajando en el "Proyecto Reactor de Muy Alta Temperatura" (VHTR) con el objetivo de utilizar energía nuclear para generar electricidad, hidrógeno y calor utilizable. Además de AREVA (Erlangen), representantes del Instituto de Tecnología de Energía Nuclear de la Universidad de Stuttgart (W. Scheuermann) y del Centro de Investigación Jülich (W. von Lensa) también trabajan en el proyecto RAPHAEL. Para obtener más información, consulte el Circulares THTR 107 y 117.

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Hamburgo

"En los últimos años, TÜV Nord ha aumentado el número de empleados en el sector de la tecnología nuclear. (...) TÜV Nord también participa en proyectos en Finlandia, Suecia, Argentina o Sudáfrica, por ejemplo. Los pedidos extranjeros aumentan la independencia de los Expertos, promueven el desarrollo profesional y ofrecen perspectivas a largo plazo. Los empleados de TÜV Nord participan cada vez más en conferencias internacionales y participan activamente en el futuro desarrollo internacional del conjunto de reglas "(2010, p. 485). - En lo que respecta al PBMR en Sudáfrica, difícilmente se puede hablar de "perspectivas a largo plazo" (¡sonido original en julio de 2010!).

El último "Acuerdo Marco ED 120" actual entre ESKOM y TÜV Nord para trabajar para PBMR se concluyó en diciembre de 2008. Ya 3 semanas después llegó el final y los elementos combustibles esféricos producidos en Sudáfrica fueron llevados a los Estados Unidos en barco para experimentar con ellos allí.

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Stuttgart

"Las áreas de investigación del Instituto de Tecnología de Energía Nuclear y Sistemas de Energía (IKE) se encuentran en el campo de la simulación de accidentes y la validación de modelos en el marco de la investigación nacional sobre seguridad de los reactores existentes, así como en el análisis de conceptos de diseño para la energía nucleoeléctrica futura centrales, especialmente el reactor de alta temperatura (HTR). (...) Se continuará con los trabajos para el desarrollo y validación de métodos acoplados entre neutrónicos y termohidráulicos de reactores de alta temperatura refrigerados por gas (HTR). (... )

El IKE participa en el desarrollo del HTR-PM chino "(2010, p. 266). HTR-PM es un" Reactor refrigerado por gas de alta temperatura - Módulo de lecho de guijarros ". Según la página de inicio de RWTH Aachen" es Actualmente se está planificando en China un reactor modular de alta temperatura, el HTR-PM.

El Instituto Estatal de Ensayos de Materiales (MPA) también participa en el "trabajo teórico y experimental recién iniciado sobre mezcla térmica" en Stuttgart (2010, p. 266).

Los científicos todavía están jugando con el lecho de guijarros arruinado (y el daño que conlleva) de los elementos combustibles, que es tan típico de los HTR. Un problema que nadie ha abordado realmente desde la década de 50. ¡Las bolas simplemente no se colocan en el montón de la forma en que el ingeniero quiere que lo hagan! "Se lleva a cabo un trabajo tanto básico como orientado a la aplicación. Esto se hace en estrecha relación con el desarrollo de modelos de simulación avanzados y técnicas de medición" (2009, p. 328). - ¡Diviértete calculando!

Proseguirá la labor de desarrollo y validación de métodos acoplados entre neutrones y termohidráulica de reactores de alta temperatura (HTR). Se está elaborando un programa informático acoplado tridimensional para el contenedor central. La inclusión de HTR es objeto de varios doctorados en el IKE "(3, p. 2009):

- "Ampliación de un código termohidráulico para HTR" por Kamal Hossain.
- "Plutonio y actínidos menores como combustible en reactores de lecho de guijarros de alta temperatura" por Astrid Meier (2009, p. 195).

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Garching

Desarrollo de HTR: "En cooperación con la Society for Plant and Reactor Safety (GRS) Garching, se está desarrollando un programa informático tridimensional para el diseño de núcleos y análisis de seguridad" (3, p. 2010).

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Karlsruhe

También se han iniciado experimentos para reactores de cuarta generación y se están preparando otros. Se ampliará la planta HELOKA-VHTR. La planta recibirá una pista de prueba de alta temperatura (...). El banco de pruebas no solo es de interés para futuros reactores refrigerados por gas con neutrones rápidos, pero también se puede utilizar para los reactores de alta temperatura que ya se han desarrollado en gran medida. (...))

El grupo de trabajo "Tarea sobre instalaciones experimentales de reactores avanzados (TAREF) tiene la tarea de determinar las necesidades (!!) y las prioridades para la investigación de reactores rápidos avanzados refrigerados por gas y por sodio" (2010, p. 172).

"En el marco del proyecto QUENCH, se investigó el término fuente de hidrógeno y el comportamiento del material a alta temperatura de los componentes del reactor en la fase inicial de un accidente grave, especialmente durante una nueva inundación" (2010, p. 254). Se analiza la inundación de un núcleo parcialmente destruido.

"En 2009, se completaron con éxito varios programas de la UE en el sexto programa marco como EISOFAR, ELSY, Eurotrans, etc. para investigar las posibilidades de transmutación en sistemas críticos y subcríticos innovadores" (6, p. 2010). Para la transmutación (reducción del volumen de desechos radiactivos), consulte también en Dresden-Rossendorf.

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Bochum

"El grupo de trabajo sobre simulación y seguridad de reactores de la Ruhr-Universität Bochum se centra en los proyectos de investigación interdisciplinarios sobre el análisis de la tecnología, la simulación y la seguridad de las instalaciones nucleares. Estos están financiados por la Comisión Europea, el gobierno federal y los centros de investigación. e industria y están sujetos a cooperaciones de apoyo internacional. (...)

Los análisis del control de accidentes, los efectos de las medidas de protección de emergencia internas y la cuantificación del término fuente de radionúclidos del sistema al medio ambiente son un foco de interés tanto como la evaluación de nuevos conceptos de sistemas (Gen III y Gen IV) "( 2009, pág.329).

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Jülich-Aquisgrán

Ya hemos informado mucho sobre el actor principal en el desarrollo de HTR. Aquí hay algunos detalles más importantes:

"Las investigaciones de seguridad con respecto a la integridad de contención de los reactores actuales, así como el trabajo teórico de los reactores sobre el diseño y la seguridad de los reactores refrigerados por gas de la cuarta generación se llevan a cabo en el Instituto de Investigaciones Energéticas - Investigación de Seguridad y Tecnología de Reactores - IEF -6 en el Centro de Investigación de Jülich. ...) Para los reactores Gen IV refrigerados por gas, se considera el accidente de alivio de presión con entrada de aire ”(4, p. 2010). La atención se centra en:

Transmutación y almacenamiento final de elementos combustibles THTR y AVR irradiados: ¡No se debe pensar que los operadores de las centrales nucleares pensaron en qué hacer con los residuos radiactivos antes de poner en funcionamiento las centrales nucleares!

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Descontaminación de 1.000 toneladas de grafito irradiado.

"En Alemania, alrededor de 1.000 Mg (¡eso es 1 millón de kilogramos o 1.000 toneladas!) De grafito irradiado deben eliminarse como desechos radiactivos. Esto proviene esencialmente de las dos temperaturas altas AVR y THTR. Investigaciones del inventario C-2 del AVR han demostrado que la eliminación de los componentes cerámicos del AVR por sí sola ocuparía aproximadamente 14/3 del inventario aprobado de C-4 del depósito de Konrad "(14, p. 2009).

"En vista de los largos períodos de disposición final de residuos nucleares en formaciones geológicas profundas, no se puede descartar el contacto entre los residuos y las correspondientes aguas de formación". ¡Recién ahora el IEF-6 ha "investigado el comportamiento de los elementos combustibles irradiados de los reactores de investigación en esta agua en presencia de hierro (material del contenedor del elemento combustible en un sistema de celda caliente" (2010, p. 258)!

Proyecto Puma: "Para una reducción efectiva del plutonio producido durante la generación de energía nuclear más allá de los elementos combustibles MOX, también se está discutiendo la combustión en reactores de alta temperatura (HTR)" (2010, p. 259).

Estandarización de la base de datos nuclear en el programa informático VSOP para el diseño del núcleo.

El entrenador NACOK todavía está en funcionamiento: "Se utiliza para simular el proceso y las consecuencias de la entrada de aire en el circuito de enfriamiento de helio de un reactor de alta temperatura (HTR). En el experimento más reciente, los bloques de grafito se oxidaron utilizando el efecto chimenea "(2010, p. 259).

"En cooperación con la Cátedra de Seguridad y Tecnología de Reactores (LRST) de la Universidad RWTH de Aachen, se construyó un nuevo contenedor de prueba (REKO-4) en el que se examinará con más detalle el papel de la convección natural en el futuro. Este proyecto es la primera de las 4 actividades actualmente planificadas que se llevarán a cabo en estrecha colaboración con el LRST en el futuro. Actualmente se están realizando actividades de planificación para experimentos de uso conjunto sobre los temas de condensación de paredes, comportamiento de aerosoles, así como termohidráulica y oxidación del grafito en VHTR "(2009, p. 322).

Por último, conviene mencionar aquí un detalle particularmente interesante de las actividades de investigación:

"La estabilidad química y mecánica a largo plazo de HTR-FA (conjuntos combustibles) durante la eliminación directa se está investigando en la FZJ. Los estudios llevados a cabo hasta ahora por nuestro socio holandés NRG (SiC y en la FZJ (PyC) como parte de el proyecto de la UE RAPHAEL ha demostrado que al menos durante el período de los primeros 1.000 años se puede esperar una contención fiable de la parte esencial del combustible nuclear mediante el revestimiento "(2009, p. 323) !!!

Las esferas de los elementos combustibles contienen sustancias altamente radiactivas y plutonio. Y escuchamos de la institución científica que se preocupa por la preservación a largo plazo de estas bombas de tiempo altamente peligrosas, incluso en las cantidades más pequeñas, suposiciones tan vagas y vagas sobre el futuro como:

"los primeros 1.000 años (¿y después de eso?) ... porción sustancial (¡¡incompleta !!) ... se puede esperar (!!) (!!) ..."

Lo único seguro es que durante al menos los próximos 1.000 años, mucha gente tendrá que pagar por la conducta irresponsable de los investigadores y políticos nucleares en un doble sentido. Con su salud y mucho dinero. Detengamos a la codiciosa banda nuclear. ¡Para un otoño caluroso! 

Horst Blume

Publicaciones de FZJ en 2010 sobre el desarrollo de reactores de lecho de guijarros
(sin desmontar / eliminar)

Aleleína, H.-J.; Kasselmann, S.; Xhonneux, A.; Herber, S.-C.

Progreso en el desarrollo de un paquete de código HTR completamente integrado

Quinta Conferencia Internacional sobre Tecnología de Reactores de Alta Temperatura, HTR 5, Praga, República Checa, 2010 al 18 de octubre de 20 Artículo en un libro (actas)

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Li, J.; Nünighoff, K.; Pohl, C.; Aleleína, H.-J.

Investigación de efectos de autoprotección espacial y temperatura para modelos de guijarros homogéneos y heterogéneos dobles con MCNP

Conferencia anual de tecnología nuclear de 2010, Berlín, 4.-6. Mayo de 2010, en CD-ROM, Deutsches Atomforum eV y Kerntechnische Gesellschaft eV, Berlín

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Nabielek, H.; Verondern, K.; Kania, MJ

Prueba de combustible HTR en AVR y en MTR

Proc. of HTR 2010, Documento 064, Praga, República Checa, CD-Proceedings, 12 páginas, 2010

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Nünighoff, K.; Druska, C.; Aleleína, H.-J.

Comparación de código a código entre INK y MGT para escenarios transitorios

Actas de la Quinta Conferencia Internacional sobre Reactores de Alta Temperatura
Tecnología, HTR 2010, Praga, República Checa, 18 al 20 de octubre de 2010

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Pohl, C.

Coeficiente de reactividad de temperatura para combustible de plutonio en un reactor de alta temperatura

Actas PHYSOR 2010, Pittsburgh, Pensilvania, EE. UU. 9-14 de mayo de 2010

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Pohl, C.

Coeficiente de reactividad de temperatura para combustible de plutonio en un reactor de alta temperatura

Actas de la American Nuclear Society, LaGrange Park, IL (2010) hasta ahora solo disponible en CD-ROM

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Pohl, C.; Aleleína, H.-J.

Quema de actínidos menores en un espectro de energía HTR

Quinta Conferencia Internacional sobre Tecnología de Reactores de Alta Temperatura, HTR, 5, Praga, República Checa, 2010 al 18 de octubre de 20

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Verondern, K.; de Lensa, W.

Gasificación nuclear de carbón para la producción de hidrógeno y combustibles sintéticos

Proc. 18a Conferencia Internacional sobre Ingeniería Nuclear ICONE18, Documento 29176

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De Lensa, W.; Condenar, K.

Gasificación de carbón para la producción de hidrógeno mediante energía nuclear

Proc. 18a Conferencia Mundial de Energía de Hidrógeno WHEC2010, Documento C1004, Essen, Alemania

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Además de dos conferencias de FZJ y una de RWTH en la Conferencia de Freiberg sobre Gasificación de Carbón 2010:

http://www.gasification-freiberg.org/desktopdefault.aspx/tabid-61/ (ya no está disponible)

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