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L'élite nucleare scientifica merita bene dai finanziamenti HTR!

Un sacco di soldi per gli istituti di ricerca HTR a Dresda, Rossendorf, Zittau, Görlitz, Amburgo, Stoccarda, Garching, Karlsruhe, Bochum, Aachen, Jülich...

"Psst, non una sola parola sulla fine imbarazzante del previsto reattore ad alta temperatura in Sud Africa. Non una parola sugli 1,5 miliardi di euro sprecati inutilmente nel paese povero!"

Questo è ovviamente il motto del portavoce dell'industria nucleare, la rivista "atw", che tace con insistenza sull'ultimo fallimento del Pebble Bed Modular Reactor (PBMR).

E a nome dell'intera industria, i futuri progetti UE da finanziare per promuovere i reattori di quarta generazione sono presentati nell'edizione di luglio 2010 su 8 pagine. La seconda parte seguirà nel prossimo numero...

Perché in autunno si deciderà il nuovo concetto energetico della Confederazione. E oltre alle estensioni obbligatorie del termine, l'industria nucleare ha alcune richieste molto speciali da parte del suo governo per questo. I precedenti progetti di ricerca dovrebbero continuare e nuove cose dovrebbero essere avviate.

La foglia atomica atw presenta francamente l'impressionante lavoro di ricerca e sviluppo per la tecnologia HTR negli ultimi due anni. Ecco una panoramica dei dettagli, suddivisi per città.

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Dresda-Rossendorf

Per il cosiddetto "Centro di competenza orientale per la tecnologia nucleare", che comprende anche il Centro di ricerca Dresden-Rossendorf e l'Università di scienze applicate Zittau / Görlitz, l'atw descrive l'obiettivo futuro nell'aprile 2010:

- "Sulla base di metodi di simulazione per l'analisi della sicurezza degli odierni reattori ad acqua leggera, l'attenzione si sta spostando sempre più sullo sviluppo di metodi per reattori di 4a generazione e sistemi ad acceleratore" (2010, p. 260).

- Qui a Dresda-Rossendorf, il programma di dinamica dei reattori DYN3D non viene ulteriormente sviluppato solo per i reattori ad acqua leggera: "L'area di applicazione viene gradualmente ampliata per includere i reattori di quarta generazione" (2010, p. 260).

- Ricerca sulla sicurezza dei materiali e dei componenti dei reattori nucleari: "Gli acciai al cromo sono considerati potenziali materiali da costruzione per reattori nucleari di quarta generazione a causa delle loro vantaggiose combinazioni di proprietà" (2010, p. 261).

- "Nel contesto della Gen IV c'è attualmente un forte rinascimento delle indagini sui reattori veloci raffreddati al sodio in cui la FZD sta partecipando ai progetti europei ADRIANA e CP-ESFR" (2010, p. 261). È stata creata una nuova piattaforma sperimentale per flussi di metalli liquidi (DRESDYN).

- Poiché lo smaltimento finale degli elementi di combustibile sferico radioattivo degli HTR deve ancora essere regolamentato in qualche modo per i prossimi secoli, sono in corso ricerche per ridurre il volume dei rifiuti e delle radiazioni radioattive. La "trasmutazione" include quindi la conversione di radionuclidi a vita lunga in nuclidi a vita breve o stabili: "Per lo sviluppo di sistemi GenIV e sistemi di trasmutazione supportati da acceleratori dedicati (ADS) sono necessarie sezioni trasversali precise delle reazioni con neutroni veloci" ( 2010, pag.261).

"Per quanto riguarda il miglioramento delle proprietà di sicurezza dei reattori nucleari raffreddati a gas, in particolare i reattori ad alta temperatura, lo sviluppo di materiali innovativi per la tecnologia dell'energia ad alta temperatura", il seguente lavoro di ricerca è svolto dall'Università tecnica di Dresda :

- Rilascio di polvere dall'HTR.

- "Come parte del progetto internazionale F-Bridge, la TU Dresden persegue l'obiettivo di sviluppare un processo basato su laser per la sigillatura resistente alle alte temperature di involucri di elementi di combustibile interamente in ceramica per reattori avanzati ad alta temperatura (VHTR) ulteriormente sviluppato dalla saldatura indotta dal laser ... "(2009, p. 2010).

- Fabbricazione di barriere a diffusione ultra-densa utilizzando una tecnologia laser innovativa: "Un componente essenziale del concetto di sicurezza dei reattori nucleari ad alta temperatura è l'involucro a tenuta di gas delle particelle di combustibile nucleare in un rivestimento ceramico multistrato ..." (2010, pag.264).

- Sviluppo di uno scambiatore di calore ad alta temperatura.

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Attrazione per gli studenti:
Rendere l'energia atomica "sperimentabile nell'esperimento": addestrare il reattore nucleare AKR-2!!!

"Il reattore nucleare di formazione è parte integrante della cattedra di tecnologia dell'idrogeno e dell'energia nucleare presso la TU di Dresda e contribuisce in modo significativo al mantenimento delle competenze, sia in collaborazione con altri college e università, sia con l'industria. (...) L'AKR -2 non è solo una vera attrazione studentesca alla TU di Dresda, ma non meno importante” (2010, p. 264) una contraddizione alle decisioni di uscita, ma chi se ne frega?

Antonio Hurtado è capo della cattedra di idrogeno ed energia nucleare presso la TU Dresden dal 2007. Ha conseguito il dottorato in HTR presso la RWTH Aachen University (2009, p. 204). Informazioni dettagliate su questo in Circolare THTR n. 117.

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Zittau-Goerlitz

Nell'ambito del progetto RAPHAEL, qui vengono svolte indagini sperimentali sul banco prova dei cuscinetti magnetici FLP 500. Servono a supportare i componenti HTR rotanti. "Numerose attività di ricerca e sviluppo sono state svolte nell'ambito del titolo del progetto RAPHAEL nell'ambito del 6° programma quadro EURATOM della Commissione europea" (2010, p. 265).

Si sta lavorando al "Very High Temperature Reactor Project" (VHTR) con l'obiettivo di utilizzare l'energia nucleare per generare elettricità, idrogeno e calore utilizzabile. Oltre ad AREVA (Erlangen), al progetto RAPHAEL lavorano anche rappresentanti dell'Istituto per la tecnologia dell'energia nucleare dell'Università di Stoccarda (W. Scheuermann) e del Centro di ricerca Jülich (W. von Lensa). Per ulteriori informazioni, vedere il Circolari THTR 107 , 117.

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Amburgo

"Negli ultimi anni, TÜV Nord ha aumentato il numero di dipendenti nel settore della tecnologia nucleare. (...) TÜV Nord è anche coinvolta in progetti in Finlandia, Svezia, Argentina o Sudafrica, ad esempio. Gli ordini esteri aumentano l'indipendenza delle gli Esperti, promuovono lo sviluppo professionale e offrono prospettive a lungo termine. I dipendenti di TÜV Nord partecipano sempre più a convegni internazionali e sono attivamente coinvolti nell'ulteriore sviluppo internazionale del regolamento "(2010, p. 485). - Per quanto riguarda il PBMR in Sud Africa, difficilmente si può parlare di "prospettive a lungo termine" (suono originale atw luglio 2010!).

L'ultimo "Accordo quadro ED 120" tra ESKOM e TÜV Nord per lavorare per il PBMR è stato concluso nel dicembre 2008. Già 3 settimane dopo è arrivata la fine e gli elementi combustibili sferici prodotti in Sud Africa sono stati portati negli Stati Uniti via nave per sperimentarli lì.

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Stoccarda

"Le aree di ricerca dell'Istituto per la tecnologia dell'energia nucleare e dei sistemi energetici (IKE) sono nel campo della simulazione degli incidenti e della convalida dei modelli nell'ambito della ricerca nazionale sulla sicurezza dei reattori esistenti, nonché nell'analisi dei concetti di progettazione per l'energia nucleare futura impianti, in particolare il reattore ad alta temperatura (HTR). (...) Proseguiranno i lavori per lo sviluppo e la validazione di metodi accoppiati tra neutronico e termoidraulica dei reattori ad alta temperatura (HTR) raffreddati a gas. (... )

L'IKE è coinvolto nello sviluppo del cinese HTR-PM "(2010, p. 266). HTR-PM è un "Reattore raffreddato a gas ad alta temperatura - Modulo a letto di ghiaia". Secondo la homepage di RWTH Aachen" è un reattore modulare ad alta temperatura, l'HTR-PM, è attualmente in fase di progettazione in Cina.

Anche l'Istituto statale per le prove sui materiali (MPA) è coinvolto nel "nuovo lavoro teorico e sperimentale sulla miscelazione termica" a Stoccarda (2010, p. 266).

Gli scienziati stanno ancora armeggiando con il letto di ciottoli rovinato (e il danno che ne deriva) degli elementi di combustibile, che è così tipico degli HTR. Un problema che nessuno ha mai affrontato dagli anni Cinquanta. Le palle non si dispongono nell'ammasso come vuole l'ingegnere! "Viene svolto un lavoro sia di base che orientato all'applicazione. Questo viene svolto in stretta connessione con lo sviluppo di modelli di simulazione avanzati e tecniche di misurazione "(50, p. 2009). - Divertiti a calcolare!

"Il lavoro sullo sviluppo e la convalida di metodi accoppiati tra neutroni e termoidraulica dei reattori ad alta temperatura (HTR) continuerà. È in fase di sviluppo un programma per computer accoppiato tridimensionale per il contenitore centrale L'inclusione di HTR è oggetto di diversi dottorati all'IKE" (3, p. 2009):

- "Estensione di un codice termoidraulico per HTR" di Kamal Hossain.
- "Plutonio e attinidi minori come combustibile in reattori a letto di ciottoli ad alta temperatura" di Astrid Meier (2009, p. 195).

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Garching

Sviluppo HTR: "In collaborazione con la Society for Plant and Reactor Safety (GRS) Garching, è in fase di sviluppo un programma informatico tridimensionale per la progettazione di base e l'analisi della sicurezza" (3, p. 2010).

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Karlsruhe

"Sono iniziati esperimenti anche per reattori di quarta generazione e altri sono in preparazione L'impianto HELOKA-VHTR sarà ampliato. L'impianto riceverà quindi una pista di prova ad alta temperatura (...). Il banco prova non è solo di interesse per i futuri reattori raffreddati a gas con neutroni veloci, ma può essere utilizzato anche per i reattori ad alta temperatura che sono già stati ampiamente sviluppati. (...) )

Il gruppo di lavoro "Task on Advanced Reactor Experimental Facilities (TAREF) ha il compito di determinare le esigenze (!!) e le priorità per la ricerca di reattori veloci avanzati raffreddati a gas e sodio" (2010, p. 172)!

"Nell'ambito del progetto QUENCH, sono stati studiati il ​​termine fonte di idrogeno e il comportamento del materiale ad alta temperatura dei componenti del reattore nella fase iniziale di un incidente grave, specialmente durante il re-allagamento" (2010, p. 254). Si analizza l'allagamento di un nucleo parzialmente distrutto.

"Nel 2009 sono stati completati con successo vari programmi dell'UE nel 6° programma quadro come EISOFAR, ELSY, Eurotrans ecc. per studiare le possibilità di trasmutazione in sistemi critici e subcritici innovativi" (2010, p. 256). Per la trasmutazione (riduzione del volume dei rifiuti radioattivi) vedere anche in Dresden-Rossendorf.

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Bochum

"Il focus del gruppo di lavoro sulla simulazione e la sicurezza dei reattori presso la Ruhr-Universität Bochum è sui progetti di ricerca interdisciplinari sull'analisi della tecnologia, della simulazione e della sicurezza degli impianti nucleari. Questi sono finanziati dalla Commissione europea, dal governo federale, dai centri di ricerca e industria e sono soggetti a collaborazioni internazionali di sostegno (...)

L'analisi del controllo degli incidenti, gli effetti delle misure interne di protezione di emergenza e la quantificazione del termine sorgente di radionuclidi dal sistema nell'ambiente sono altrettanto al centro dell'interesse quanto la valutazione di nuovi concetti di sistema (Gen III e Gen IV)”( 2009, pag. 329).

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Julich-Aquisgrana

Abbiamo già parlato molto dell'attore principale nello sviluppo di HTR. Ecco alcuni dettagli più importanti:

"Le indagini di sicurezza per quanto riguarda l'integrità di contenimento dei reattori odierni, nonché il lavoro teorico del reattore sulla progettazione e la sicurezza dei reattori raffreddati a gas della quarta generazione sono svolte presso l'Istituto per la ricerca energetica - Ricerca sulla sicurezza e tecnologia dei reattori - IEF -6 al Jülich Research Center. ...) Per i reattori Gen IV raffreddati a gas, viene considerato l'incidente di sfogo della pressione con ingresso di aria "(4, p. 2010). Il focus è su:

Trasmutazione e stoccaggio finale di elementi di combustibile THTR e AVR irradiati: Non si dovrebbe pensare che i gestori delle centrali nucleari abbiano pensato a cosa fare con le scorie radioattive prima di mettere in funzione le centrali nucleari!

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Decontaminazione di 1.000 tonnellate di grafite irradiata.

"In Germania, circa 1.000 Mg (ovvero 1 milione di chilogrammi o 1.000 tonnellate!) Di grafite irradiata devono essere smaltiti come rifiuti radioattivi. Questo proviene essenzialmente dalle due alte temperature AVR e THTR. Indagini sull'inventario C-2 dell'AVR hanno dimostrato che lo smaltimento dei soli componenti ceramici dell'AVR occuperebbe circa 14/3 dell'inventario C-4 approvato del deposito di Konrad "(14, p. 2009)!

"In considerazione dei lunghi periodi di smaltimento finale delle scorie nucleari nelle formazioni geologiche profonde, non si può escludere il contatto tra le scorie e le corrispondenti acque di formazione". Solo ora IEF-6 "ha studiato il comportamento degli elementi di combustibile del reattore di ricerca irradiati in quest'acqua in presenza di ferro (materiale del contenitore dell'elemento di combustibile in un sistema di celle calde" (2010, p. 258)!

Progetto Puma: "Per un'efficace riduzione del plutonio prodotto durante la generazione di energia nucleare oltre gli elementi di combustibile MOX, si discute anche della combustione in reattori ad alta temperatura (HTR)" (2010, p. 259).

Standardizzazione del database nucleare nel programma informatico VSOP per la progettazione del nucleo.

Il trainer NACOK è ancora in funzione: "È utilizzato per simulare il processo e le conseguenze di un ingresso di aria nel circuito di raffreddamento ad elio di un reattore ad alta temperatura (HTR). Nell'esperimento più recente, i blocchi di grafite sono stati ossidati utilizzando il effetto camino" (2010, p. 259).

"In collaborazione con la cattedra per la sicurezza e la tecnologia dei reattori (LRST) presso la RWTH Aachen University, è stato costruito un nuovo contenitore di prova (REKO-4) in cui il ruolo della convezione naturale sarà esaminato in modo più dettagliato in futuro. Questo progetto è la prima delle 4 attività attualmente pianificate che verranno svolte in stretta collaborazione con LRST in futuro.Sono attualmente in corso attività di progettazione per esperimenti utilizzati congiuntamente sui temi della condensazione delle pareti, del comportamento degli aerosol, nonché dell'idraulica termica e dell'ossidazione della grafite in VHTR" (2009, p. 322).

Infine, va qui menzionato un dettaglio particolarmente piccante delle attività di ricerca:

"Nella FZJ si sta studiando la stabilità chimica e meccanica a lungo termine di HTR-FA (assemblaggi di combustibile) durante lo smaltimento diretto. Gli studi condotti finora dal nostro partner olandese NRG (SiC e nella FZJ (PyC) come parte di il progetto UE RAPHAEL hanno dimostrato che almeno per il periodo dei primi 1.000 anni ci si può aspettare un contenimento affidabile della parte essenziale del combustibile nucleare da parte del rivestimento” (2009, p. 323) !!!

Le sfere dell'elemento combustibile contengono sostanze altamente radioattive e plutonio. E sentiamo dall'istituzione scientifica che si occupa della conservazione a lungo termine di queste bombe a orologeria altamente pericolose, anche in quantità minime, ipotesi così vaghe e vaghe sul futuro come:

"i primi 1.000 anni (e dopo?) ... parte sostanziale (incompleta !!) ... ci si può aspettare (!!) (!!) ..."

L'unica cosa certa è che per almeno i prossimi 1.000 anni, molte persone dovranno pagare per la condotta irresponsabile di ricercatori e politici nucleari in un duplice senso. Con la loro salute e un sacco di soldi. Fermiamo l'avida banda nucleare. Per un caldo autunno! 

fiore di Horst

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Pubblicazioni FZJ nel 2010 sullo sviluppo del reattore a letto di ciottoli
(senza smontaggio/smaltimento)

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

Progressi nello sviluppo di un pacchetto di codici HTR completamente integrato

5th International Conference on High Temperature Reactor Technology, HTR 2010, Praga, Repubblica Ceca, 18-20 ottobre 2010 Articolo in un libro (atti)

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

Indagine sull'autoschermatura spaziale e sugli effetti della temperatura per modelli di ciottoli omogenei e doppi eterogenei con MCNP

Conferenza annuale sulla tecnologia nucleare 2010, Berlino, 4.-6. Maggio 2010, su CD-ROM, Deutsches Atomforum eV e Kerntechnische Gesellschaft eV, Berlino

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

Test carburante HTR in AVR e MTR

Proc. di HTR 2010, Paper 064, Praga, Repubblica Ceca, CD-Proceedings, 12 pagine, 2010

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

Confronto da codice a codice tra INK e MGT per scenari transitori

Atti della 5a conferenza internazionale sul reattore ad alta temperatura
Tecnologia, HTR 2010, Praga, Repubblica Ceca, 18-20 ottobre 2010

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Pohl, C.

Coefficiente di reattività alla temperatura per il combustibile al plutonio in un reattore ad alta temperatura

Atti PHYSOR 2010, Pittsburgh, Pennsylvania, USA. 9 - 14 maggio 2010

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Pohl, C.

Coefficiente di reattività alla temperatura per il combustibile al plutonio in un reattore ad alta temperatura

Proceedings of the American Nuclear Society, LaGrange Park, IL (2010) finora disponibile solo su CD-ROM

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Pohl, C.; Allelein, H.-J.

Bruciare attinidi minori in uno spettro energetico HTR

5a conferenza internazionale sulla tecnologia dei reattori ad alta temperatura, HTR, 2010, Praga, Repubblica Ceca, 18-20 ottobre 2010

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Verondern, K.; di Lensa, W.

Gassificazione del carbone nucleare per la produzione di idrogeno e combustibili sintetici

Proc. 18a Conferenza Internazionale sull'Ingegneria Nucleare ICONE18, Paper 29176

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Da Lensa, W.; Condanna, K.

Gassificazione del carbone per la produzione di idrogeno mediante l'energia nucleare

Proc. 18a Conferenza mondiale sull'energia da idrogeno WHEC2010, Paper C1004, Essen, Germania

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Oltre a due conferenze di FZJ e una di RWTH alla Freiberg Conference on Coal Gasification 2010:

http://www.gasification-freiberg.org/desktopdefault.aspx/tabid-61/ (non più disponibile)

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