Pesquisa HTR na Alemanha

mesmo no terceiro milênio

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A elite nuclear científica merece o financiamento do HTR!

Muito dinheiro para instituições de pesquisa HTR em Dresden, Rossendorf, Zittau, Görlitz, Hamburgo, Stuttgart, Garching, Karlsruhe, Bochum, Aachen, Jülich ...

"Psst, nem uma palavra sobre o constrangedor final do planejado reator de alta temperatura na África do Sul. Nem uma palavra sobre os 1,5 bilhões de euros perdidos inutilmente no país pobre!"

Este é obviamente o lema do porta-voz da indústria nuclear, a revista "atw", que mantém o silêncio persistente sobre a última falência do Pebble Bed Modular Reactor (PBMR).

E em nome de toda a indústria, os futuros projetos da UE a serem pagos para promover os reatores Geração IV são apresentados em sua edição de julho de 2010 em 8 páginas. A segunda parte virá na próxima edição ...

Porque no outono o novo conceito de energia do governo federal será decidido. E além das extensões de prazo obrigatórias, a indústria nuclear tem alguns pedidos muito especiais de seu governo para isso. Os projetos de pesquisa anteriores devem continuar e coisas novas devem ser iniciadas.

The atw folha atw francamente apresenta o trabalho impressionante de pesquisa e desenvolvimento para a tecnologia HTR nos últimos dois anos. Aqui está uma visão geral dos detalhes, categorizados por cidade.

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Dresda-Rossendorf

Para o chamado "Centro de Competência Leste para Tecnologia Nuclear", que também inclui o Centro de Pesquisa Dresden-Rossendorf e a Universidade de Ciências Aplicadas Zittau / Görlitz, o atw descreve o foco futuro em abril de 2010:

- “Com base em métodos de simulação para a análise de segurança dos atuais reatores de água leve, o foco está cada vez mais mudando para o desenvolvimento de métodos para reatores de 4ª geração e sistemas acionados por aceleradores” (2010, p. 260).

- Aqui em Dresden-Rossendorf, o programa de dinâmica do reator DYN3D não está apenas sendo desenvolvido para reatores de água leve: "A área de aplicação está sendo gradualmente expandida para incluir reatores de Geração IV" (2010, p. 260).

- Pesquisa sobre a segurança de materiais e componentes de reatores nucleares: “Os aços ao cromo são considerados materiais de construção em potencial para reatores nucleares de quarta geração devido às suas combinações vantajosas de propriedades” (2010, p. 261).

- “No contexto do Gen IV existe atualmente um forte renascimento das investigações em reatores rápidos refrigerados a sódio em que o FZD está participando nos projetos europeus ADRIANA e CP-ESFR” (2010, p. 261). Uma nova plataforma experimental para fluxos de metal líquido (DRESDYN) foi criada.

- Uma vez que a disposição final dos elementos esféricos de combustível radioativos de HTRs ainda precisa ser regulamentada de alguma forma para os próximos séculos, pesquisas estão sendo realizadas para reduzir o volume de resíduos e radiação radioativa. "Transmutação" inclui, portanto, a conversão de radionuclídeos de vida longa em nuclídeos estáveis ​​ou de vida curta: "Para o desenvolvimento de sistemas GenIV e sistemas de transmutação suportados por aceleradores (ADS), são necessárias seções transversais precisas de reações com nêutrons rápidos" ( 2010, p. 261).

"No que diz respeito à melhoria das propriedades de segurança de reatores nucleares resfriados a gás, aqui especialmente reatores de alta temperatura, o desenvolvimento de materiais inovadores para tecnologia de energia de alta temperatura", o seguinte trabalho de pesquisa é realizado pela Universidade Técnica de Dresden :

- Liberação de poeira do HTR.

- "Como parte do projeto internacional F-Bridge, a TU Dresden está perseguindo o objetivo de desenvolver um processo baseado em laser para a vedação resistente a alta temperatura de invólucros de elementos de combustível totalmente em cerâmica para reatores avançados de alta temperatura (VHTR) desenvolvido por soldagem induzida por laser ... "(2009, p. 2010).

- Fabricação de barreiras de difusão ultradensas usando tecnologia inovadora de laser: "Um componente essencial do conceito de segurança de reatores nucleares de alta temperatura é o invólucro hermético das partículas de combustível nuclear em um revestimento de cerâmica multicamadas ..." (2010, p. 264).

- Desenvolvimento de um trocador de calor de alta temperatura.

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Atração estudantil:
Tornando a energia atômica "experienciável no experimento": treinando o reator nuclear AKR-2 !!!

"O reator nuclear de treinamento é parte integrante da cátedra de hidrogênio e tecnologia de energia nuclear na TU Dresden e contribui significativamente para manter a competência - tanto em cooperação com outras faculdades e universidades, quanto com a indústria. (...) O AKR -2 não é apenas uma atração estudantil real na TU Dresden, mas não menos importante "(2010, p. 264) uma contradição com as decisões de saída, mas quem se importa?

Antonio Hurtado é chefe da cátedra de Hidrogênio e Energia Nuclear da TU Dresden desde 2007. Ele fez seu doutorado em HTR na RWTH Aachen University (2009, p. 204). Informações detalhadas sobre isso em Circular THTR nº 117.

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Zittau-Goerlitz

Como parte do projeto RAPHAEL, investigações experimentais são realizadas aqui no banco de ensaio de mancais magnéticos FLP 500. Eles servem para suportar componentes rotativos HTR. "Numerosos trabalhos de investigação e desenvolvimento foram realizados sob o título do projeto RAPHAEL no âmbito do 6º programa-quadro EURATOM da Comissão Europeia" (2010, p. 265).

O "Projeto Reator de Temperatura Muito Alta" (VHTR) está sendo trabalhado com o objetivo de gerar eletricidade, hidrogênio e calor utilizável com energia nuclear. Além da AREVA (Erlangen), representantes do Instituto de Tecnologia de Energia Nuclear da Universidade de Stuttgart (W. Scheuermann) e do Centro de Pesquisa Jülich (W. von Lensa) também estão envolvidos no projeto RAPHAEL. Para obter mais informações, consulte o Circulares THTR 107 e 117.

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Hamburgo

“Nos últimos anos, a TÜV Nord aumentou o número de funcionários no setor de tecnologia nuclear. (...) A TÜV Nord também está envolvida em projetos na Finlândia, Suécia, Argentina ou África do Sul, por exemplo. Pedidos estrangeiros aumentam a independência de os Especialistas, promovem o desenvolvimento profissional e oferecem perspectivas de longo prazo. Os funcionários da TÜV Nord estão cada vez mais participando de conferências internacionais e estão ativamente envolvidos no desenvolvimento internacional do conjunto de regras ”(2010, p. 485). - No que diz respeito ao PBMR na África do Sul, dificilmente se pode falar de "perspectivas de longo prazo" (som original em julho de 2010!).

O atual último "Acordo-Quadro ED 120" entre a ESKOM e a TÜV Nord para trabalhar para o PBMR foi concluído em dezembro de 2008. Já 3 semanas depois, o fim chegou e os elementos esféricos de combustível produzidos na África do Sul foram trazidos para os EUA de navio para experimentá-los lá.

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Stuttgart

"As áreas de pesquisa do Instituto de Tecnologia de Energia Nuclear e Sistemas de Energia (IKE) estão no campo da simulação de acidentes e validação de modelos no âmbito da pesquisa nacional de segurança de reatores de reatores existentes, bem como na análise de conceitos de projeto para futura energia nuclear , em especial o reator de alta temperatura (HTR). (...) Será dada continuidade ao trabalho de desenvolvimento e validação de métodos acoplados entre a neutrônica e a termohidráulica de reatores de alta temperatura refrigerados a gás (HTR). (... )

O IKE está envolvido no desenvolvimento do HTR-PM chinês "(2010, p. 266). O HTR-PM é um" Reator de alta temperatura resfriado a gás - Módulo de leito de seixo ". De acordo com a página inicial da RWTH Aachen" é Um reator modular de alta temperatura, o HTR-PM, está sendo planejado na China.

O State Materials Testing Institute (MPA) também está envolvido no "trabalho teórico e experimental recém-iniciado sobre mistura térmica" em Stuttgart (2010, p. 266).

Os cientistas ainda estão mexendo no leito de seixos bagunçado (e nos danos que o acompanham) dos elementos de combustível, que é tão típico dos HTRs. Um problema que ninguém realmente conseguiu resolver desde os anos 50. As bolas simplesmente não se organizam na pilha da maneira que o engenheiro deseja! "Tanto o trabalho básico quanto o orientado para a aplicação são realizados. Isso é feito em estreita conexão com o desenvolvimento de modelos de simulação avançados e técnicas de medição" (2009, p. 328). - Divirta-se calculando!

"O trabalho de desenvolvimento e validação de métodos acoplados entre nêutrons e termohidráulica de reatores de alta temperatura (HTR) será continuado. Um programa de computador acoplado tridimensional para o contêiner central está em desenvolvimento. A inclusão de HTR é objeto de vários doutorados no IKE "(3, p. 2009):

- "Extensão de um código termo-hidráulico para HTRs" por Kamal Hossain.
- "Plutônio e actinídeos menores como combustível em reatores de leito de seixos de alta temperatura" por Astrid Meier (2009, p. 195).

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Garching

Desenvolvimento do HTR: "Em cooperação com a Society for Plant and Reactor Safety (GRS) Garching, um programa de computador tridimensional para o projeto central e análise de segurança está sendo desenvolvido" (3, p. 2010).

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Karlsruhe

“Também foram iniciados experimentos para reatores de quarta geração e outros estão em preparação. A planta HELOKA-VHTR será ampliada. A planta receberá uma pista de testes de alta temperatura (...). A bancada de testes não é apenas de interesse para futuros reatores resfriados a gás com nêutrons rápidos, mas também pode ser usado para os reatores de alta temperatura que já foram amplamente desenvolvidos. (...))

O grupo de trabalho "Tarefa em Instalações Experimentais de Reator Avançado (TAREF) tem a tarefa de determinar as necessidades (!!) e as prioridades de pesquisa para reatores avançados refrigerados a gás e refrigerados a sódio" (2010, p. 172)!

“No âmbito do projeto QUENCH, o termo da fonte de hidrogênio e o comportamento do material em alta temperatura dos componentes do reator na fase inicial de um acidente grave, especialmente durante o re-inundação, foram investigados” (2010, p. 254). A inundação de um núcleo parcialmente destruído é analisada.

“Em 2009, vários programas da UE no 6º programa-quadro, como EISOFAR, ELSY, Eurotrans etc. para investigar as possibilidades de transmutação em sistemas críticos e subcríticos inovadores, foram concluídos com sucesso” (2010, p. 256). Para transmutação (redução do volume de rejeitos radioativos), veja também Dresden-Rossendorf.

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Bochum

"O foco do grupo de trabalho em simulação e segurança de reatores na Ruhr-Universität Bochum está em projetos de pesquisa interdisciplinar sobre a análise de tecnologia, simulação e segurança de instalações nucleares. Estes são financiados pela Comissão Europeia, o governo federal, centros de pesquisa e a indústria e estão sujeitas a Cooperações de apoio internacional. (...)

As análises de controle de acidentes, os efeitos das medidas de proteção de emergência interna e a quantificação do termo da fonte de radionuclídeos do sistema para o meio ambiente são um foco de interesse tanto quanto a avaliação de novos conceitos de sistema (Gen III e Gen IV) "( 2009, p. 329).

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Jülich-Aachen

Já relatamos muito sobre o ator principal no desenvolvimento do HTR. Aqui estão mais alguns detalhes importantes:

"As investigações de segurança no que diz respeito à integridade de contenção dos reatores de hoje, bem como o trabalho teórico do reator sobre o projeto e a segurança de reatores refrigerados a gás da quarta geração são realizadas no Instituto de Pesquisa de Energia - Pesquisa de Segurança e Tecnologia de Reatores - IEF -6 no Centro de Pesquisas de Jülich. ...) Para reatores Gen IV refrigerados a gás, considera-se o acidente de alívio de pressão com entrada de ar ”(4, p. 2010). O foco está em:

Transmutação e armazenamento final de elementos de combustível THTR e AVR irradiados: Não se deve pensar que os operadores das usinas nucleares pensaram sobre o que fazer com o lixo radioativo antes de colocar as usinas nucleares em operação!

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Descontaminação de 1.000 toneladas de grafite irradiado.

"Na Alemanha, cerca de 1.000 mg (isso é 1 milhão de quilogramas ou 1.000 toneladas!) De grafite irradiada devem ser descartados como lixo radioativo. Isso vem essencialmente de duas altas temperaturas AVR e THTR. Investigações do inventário C-2 do AVR mostraram que o descarte dos componentes cerâmicos do AVR por si só ocuparia cerca de 14/3 do inventário C-4 aprovado do repositório Konrad "(14, p. 2009)!

“Tendo em vista os longos períodos de disposição final dos resíduos nucleares em formações geológicas profundas, o contato entre os resíduos e as correspondentes águas de formação não pode ser descartado”. Só agora o IEF-6 "investigou o comportamento de elementos de combustível de reator de pesquisa irradiados nesta água na presença de ferro (material do recipiente do elemento de combustível em um sistema de célula quente" (2010, p. 258)!

Projeto Puma: “Para uma redução efetiva do plutônio produzido durante a geração de energia nuclear além dos elementos combustíveis MOX, a combustão em reatores de alta temperatura (HTR) também está sendo discutida” (2010, p. 259).

Padronização do banco de dados nuclear no programa de computador VSOP para o projeto do núcleo.

O treinador NACOK ainda está em operação: "É usado para simular o processo e as consequências da entrada de ar no circuito de resfriamento de hélio de um reator de alta temperatura (HTR). No experimento mais recente, blocos de grafite foram oxidados usando o efeito chaminé "(2010, p. 259).

"Em cooperação com a cadeira de segurança e tecnologia de reatores (LRST) da RWTH Aachen University, um novo contêiner de teste (REKO-4) foi construído no qual o papel da convecção natural será examinado em mais detalhes no futuro. Este projeto é a primeira das 4 atividades planejadas que devem ser realizadas em estreita cooperação com o LRST no futuro. As atividades de planejamento estão em andamento para experimentos usados ​​em conjunto nos temas de condensação de parede, comportamento de aerossol, bem como hidráulica térmica e oxidação de grafite em VHTR "(2009, p. 322).

Finalmente, um detalhe particularmente picante das atividades de pesquisa deve ser mencionado aqui:

"A estabilidade química e mecânica de longo prazo do HTR-FA (conjuntos de combustível) durante o descarte direto está sendo investigada no FZJ. Os estudos realizados até agora pelo nosso parceiro holandês NRG (SiC e no FZJ (PyC) como parte do o projeto RAPHAEL da UE mostrou que, pelo menos durante o período dos primeiros 1.000 anos, pode-se esperar uma contenção confiável da parte essencial do combustível nuclear pelo revestimento ”(2009, p. 323) !!!

As esferas do elemento combustível contêm substâncias altamente radioativas e plutônio. E ouvimos da instituição científica que está preocupada com a preservação a longo prazo dessas bombas-relógio altamente perigosas, mesmo nas menores quantidades, suposições vagas e vagas sobre o futuro como:

"nos primeiros 1.000 anos (e depois disso?) ... porção substancial (incompleta !!) ... pode ser esperada (!!) (!!) ..."

A única coisa certa é que, pelo menos nos próximos mil anos, muitas pessoas terão que pagar pela conduta irresponsável de pesquisadores nucleares e políticos em um duplo sentido. Com saúde e muito dinheiro. Vamos parar a gangue nuclear gananciosa. Por um outono quente! 

Horst Blume

Publicações da FZJ em 2010 sobre o desenvolvimento de reatores de leito de seixos
(sem desmontagem / eliminação)

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

Progresso no desenvolvimento de um pacote de código HTR totalmente integrado

5ª Conferência Internacional sobre Tecnologia de Reatores de Alta Temperatura, HTR 2010, Praga, República Tcheca, 18 a 20 de outubro de 2010 Artigo em um livro (anais)

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

Investigando Autoproteção Espacial e Efeitos de Temperatura para Modelos Homogêneos e Duplamente Heterogêneos de Seixo com MCNP

Conferência Anual de Tecnologia Nuclear de 2010, Berlim, 4.-6. Maio de 2010, em CD-ROM, Deutsches Atomforum eV e Kerntechnische Gesellschaft eV, Berlim

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

Teste de combustível HTR em AVR e em MTRs

Proc. of HTR 2010, Paper 064, Praga, República Tcheca, CD-Proceedings, 12 páginas, 2010

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

Comparação código a código entre INK e MGT para cenários transitórios

Anais da 5ª Conferência Internacional sobre Reator de Alta Temperatura
Tecnologia, HTR 2010, Praga, República Tcheca, 18 a 20 de outubro de 2010

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Pohl, C.

Coeficiente de reatividade de temperatura para combustível de plutônio em um reator de alta temperatura

Proceedings PHYSOR 2010, Pittsburgh, Pennsylvania, EUA. 9 a 14 de maio de 2010

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Pohl, C.

Coeficiente de reatividade de temperatura para combustível de plutônio em um reator de alta temperatura

Anais da American Nuclear Society, LaGrange Park, IL (2010) até agora apenas disponível em CD-ROM

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Pohl, C.; Aleína, H.-J.

Queima de actinídeos menores em um espectro de energia HTR

5ª Conferência Internacional sobre Tecnologia de Reatores de Alta Temperatura, HTR, 2010, Praga, República Tcheca, 18 a 20 de outubro de 2010

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Verondern, K.; de Lensa, W.

Gaseificação Nuclear de Carvão para Produção de Hidrogênio e Combustíveis Sintéticos

Proc. 18ª Conferência Internacional sobre Engenharia Nuclear ICONE18, Artigo 29176

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De Lensa, W.; Condene, K.

Gaseificação de carvão para produção de hidrogênio usando energia nuclear

Proc. 18ª Conferência Mundial de Energia do Hidrogênio WHEC2010, Artigo C1004, Essen, Alemanha

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Bem como duas palestras da FZJ e uma da RWTH na Conferência de Freiberg sobre Gaseificação de Carvão 2010:

http://www.gasification-freiberg.org/desktopdefault.aspx/tabid-61/ (não está mais disponível)

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