Autor: Ing. Juan M. Morán López Fecha: inexistente

1. 4, .
"ANALISIS DEL DISEÑO DE UN REACTOR MODULAR
DE ALTA TEMPERATURA ENFRIADO POR GAS"
Presentado por: Ing. Juan M. Morán López.
Gerente de Sistemas Nucleares.
Dirección de Investigación y Desarrollo.
Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares.
/

2. INDICE
Resumen.
1. Introducción.
1 .a. Antecedentes.
1.b. Desarrollo del diseño. Experiencia.
2. Requisitos de diseño del MHTGR.
3. Descripción del diseño del MHTGR.
Evolución de la configuración del MHTGR.
Combustible.
Núcleo.
3.c.1. Análisis neutrónicodel núcleo.
3.c.2. Caracterlsticas de operación del núcleo.
Módulo del reactor.
Configuración de la planta.
Análisis probabi 1 Istico de seguridad.
4. ApI icaciones avanzadas.
5. Conclusiones.

3. 1 NTRODUCC 1 QN.
1.a. Antecedentes.(1)
Los reactores enfriados por gas
han tenido una experiencia variada
que se Inicia con el desarrol lo de
sistemas de baja temperatura que
utilizaban grafito como moderador,
combustible con encamisado metal ico
y dióxido de carbono como
refrigerante. La operación
comercial de estos sistemas se
inició en los años 50
principalmente en Gran Bretaña (GB)
y Francia, con las estaciones
Magnox de uranio natural, seguidas
por los reactores avanzados
enfriados por gas (AGR) de alta
temperatura, con combustible de
bajo enriquecimIento, Instalados en
(GB) en los años 70. Estos
programas han concluido con algunas
de las estaciones Magnox
desmanteladas y las ultimas
estaciones AGR en Heysham-2 y
Torness, terminadas y puestas
recientemente en servicio. Una
experiencia de mas de 100 años-
reactor de operación constituye una
base de datos muy val iosa para
programas de reactores de
temperaturas mas altas.
Desde el principio, fue
reconocido que podrían ampl iarse
las api icac iones del calor
producido por estos reactores, si
se pudieran alcanzar temperaturas
(1) Mears, L. D. and GoodJohn,
A.J., The status of high-
temperature gas-cooled reactor
development and design, IAEA
Bul letin 3/1989, pp. 36-39.
mayores en el refrigerante, en
particular, la capacidad de
producir vapor en las mismas
condiciones que las plantas de
combustible fósi 1 modernas,
permitiendo ésto producción mas
eficiente de electricidad y acceso
a los mercados de calor de proceso.
Estos fueron los objetivos
considerados mas importantes,
asociados con el desarrol lo del
reactor de alta temperatura
enfriado por gas (HTGR) con su
caracterlstico núcleo de grafito y
hel io, un gas inerte, como
refr igerante.
1.b. DESARROLLO DEL DISEÑO.
EXPER 1 ENC lA.
Las primeras plantas con
reactores de gas construIdas y
operadas fueron; DRAGON, un
reactor de investigación de 20
MW(t) en GB; PEACH BOTTOM-1, una
planta experimental de 40 MW(e) en
EUA y el reactor avanzado AVR, que
se muestra en la Fig. 1, planta
experimental de 15 MW(e) en la
RFA. Los tres iniciaron su
operación en los años 60 y tuvieron
buenas historias de operación.
Ambos, DRAGON y PEACH BOTTOM-1
fueron desmantelados después de
alcanzar sus objetivos. AVR dejó de
generar potencia a final de 1988,
después de servir durante mas de 20
años como un banco de pruebas para
experimentos de combustible y
seguridad que sirvió para el
desarrollo del concepto MHTGR.
La planta de 330 MW(e) de FORT
ST. VRAIN en los EUA, licenciada en
1979, y la planta THTR-300 de 300

4. MW(e) en la RFA, licenciada en 1987,
fueron los siguientes. La
experiencia en FORT ST. VRAIN ha
sido mixta, con excelente
comportamiento del combustible y
una exposición a la radiación del
personal casi insignificante, en
contraste con una disponlbi 1 idad
muy baja, debida primeramente a
problemas de diseño de los
circuladores de helio y su sistema
de rodamientos lubricados con agua.
Este problema de conf iabl 1 ¡dad y
los altos costos de combustible y
operación, asociados con una planta
única en su tipo, han dado como
resultado que se planee su apagado
en junio de 1990. La experiencia de
la planta THTR-300 ha sido en
general buena. Se han experimentado
sin embargo algunos problemas
técnicos con el sistema de manejo
de combustible y también, el aito
costo de producción, mas la falta
de suministro de combustible
seguro, dió como resultado que se
planeara su apagado, probablemente
en 1991.
Durante los años 70, fueron
suspendidas en los EUA ordenes de
construcción de 10 plantas
comerciales I-ITGR debido a la
recesión económica. Al extenderse
esta situación en los años 80 y
después del accidente de Three Mi le
Island (TMI), surgió el concenso de
que era necesaria una nueva actitud
para resolver los problemas
técnicos e institucionales
asociados con la enérgia nuclear.
Este concenso condujo a un mayor
interés en reactores con
caracterlsticas de seguridad
mejoradas que sirvieran como base
para una mayor confianza pública y
riesgos de licenciamiento
reducidos. En respuesta a lo
anterior fue evolucionando
gradualmente un marco de referencia
para el desarrol lo de plantas
nucleares avanzadas. Este
involucraba diferentes factores, de
los cuales los mas importantes al
establecer la dirección para el
desarrol lo de diseños futuros, eran
aquel los asociados con ia potencia
producida y la seguridad.
Con respecto al tamaño de la
planta, entre los mayores efectos
relacionados con las condiciones de
1970, se encuentran tasas de
crecimiento menores de la demanda,
como politicas de conservación de
energla. Ademas, los riesgos
asociados con una inversión masiva
de capital, los tiempos de
construcción y el ambiente
regulador cada vez mas complicado
que caracteriza a sistemas grandes,
lo hace mas complejo. Por lo
anterior, las plantas grandes de un
sólo reactor dejaron de ser la
selección prudente para la
planeación energética de algunas
compañias eléctricas, considerando
que las plantas que permitieran
incrementos menores de los sistemas
de potencia y que pudieran ser
construidas en tiempos mas cortos,
con compromisos de capital menores,
serian mas adecuadas para
satisfacer la demanda de energia
futura. Ademas, plantas nucleares
mas pequeñas y simples se
consideraron mas apropiadas para
satisfacer las necesidades de
paises en desarrol lo.

5. En el aspecto de seguridad, la
preocupación pública se ha
incrementado después de TMI . Fueron
impuestos requisitos adicionales de
seguridad a reactores en operación
y en construcción, y la planeación
de refugio y evacuación del
púbi ico se ha convertido en una
preocupación mayor. Además, el
accidente de TMI dio lugar a una
pérdida significante de la
inversión de la compañia eléctrica
aun cuando el impacto real sobre la
salud y seguridad pública haya sido
menor. Por lo anterior, la
seguridad y protección de la
inversión, con un mayor énfasis en
caracterlsticas de seguridad pasiva
y riesgos de licenciamiento
reducidos, se han considerado como
deseables para una mayor aceptacion
del públ ico e inversionistas. De la
misma manera, la posibi 1 idad de
nuevos diseños que puedan ser menos
sensitivos a errores de operación o
mal funcionamiento del equipo, es
considerado como altamente
deseab 1 e.
2. REQUISITOS DE DISEÑO DEL
REACTOR MODULAR DE ALTA
TEMPERATURA ENFRIADO POR
GAS (MHTGR).(2)
A principios de los años 80 la
tecnologta existente fue revisada y
el programa de reactores de gas fue
actual izado para establecer como
una de las metas fundamentales del
diseño la seguridad pasiva, en
conjunto con mayor disponibi 1 ¡dad
de la planta y un mayor grado de
protección de la inversión. Las
necesidades de los usuarios fueron
establecidas en EUA por la
organización Gas Cooled Reactor
Associates, formada por más de 30
compañias generadoras de
electricidad, y son presentadas en
la Tabla 1. De acuerdo con las
necesidades presentadas en esta
Tabla, se ha desarrol lado para el
Departamento de Energla de los EUA,
un diseño que será analizado en
este trabajo y se considera
satisface cada una de ellas.
3. DESCRIPCION DEL DISEÑO DEL
MHTGR.
3.a. EVOLUC ION DE LA
CONFIGURACION DEL
MHTGR. (3)
El primer paso para el
desarrollo de un MHTGR que
satisficiera las necesidades
presentadas en la sección anterior,
fue la selección de la
configuración básica del sistema
nuclear de suministro de vapor.
En los proyectos mencionados
fueron desarrolladas actualmente
configuraciones modulares en las
que se ha utilizado la experiencia
operacional obtenida de las plantas
HTGR en los EUA con los reactores
PEACH BOTTOM-1 y FORT ST. VRAIN y
en la RFA con el reactor prototipo
(2) Blue, Linden S., "lnherently
safe nuclear power: a question of
resolve. GA-A 19270. 1988.
(3) Lanning, David D. "Modularized
HTGR systems. Nuclear technology,
Vol. 88, 1989. pp. 39-156.

6. TABLA 1
RESUMEN DE NECESIDADES
Un factor equivalente de disponibilidad de 80%, con tiempo
fuera de servicio planeado > 10% por año.
Un costo de generación de potencia 10% menor comparado con la
planta carboeléctrica de mayor eficiencia actualmente.
Combustible de bajo enriquecimiento y un ciclo de un solo
paso, sin reprocesamiento.
Parametros del sitio:
- Radio del área de exclusión, 425 m.
- Diseño sismico para apagado seguro hasta una
aceleración de 0.3 g y una aceleración base de operación
de 0.15 g
Metas para protección de la Inversión:
- Indisponibi 1 idad no programada, menor de 10%
- Frecuencia de eventos conducentes a la pérdida de un
módulo, menor a 10exp(-5)/planta-año.
Criterios reguladores:
- NRC-0800. Riesgos de mortal idad Individuales y socIales.
- 10CFR50. Apéndice 1. DosIs a largo plazo.
- 10CFR100. Dosis en caso de accidentes.
- Agencia de Protección del Medio Ambiente 520. Dosis para
acciones de protección.
Necesidades de planeación de emergencia:
- Las dosis no deben exceder las gulas de la Agencia de
Protección del Medio Ambiente para evacuación y refugio
púbI ico hasta una frecuencia de accidentes de 5 x
1 Oexp(-7) ¡planta-año.

7. AVR y el THTR-300. Estos diseños
son presentados en las figuras 1,
2, 3 y 4.
En la RFA y los EUA se han
desarrol lado sistemas de generación
de vapor con configuraciones en las
que el generador de vapor es
colocado en 1 Inea, de manera
similar al diseño original AVR, que
se muestra en la figura 2. Este
diseño simplifica la configuración
del sistema primario pero compi Ica
la operación de los mecanismos de
control, que por diseño son
insertados en el reflector y coloca
al generador de vapor conteniendo
agua, encima del núcleo.
Otro diseño con núcleo de
combustible esférico, diseñado en
la RFA y evaluado en los EUA se
muestra en la figura 3. Esta
configuración lateral Incluye dos
vasijas y una conexión coaxial
entre el las, que permite acceso ms
fci 1 para mecanismos de control
verticales y separa al generador de
vapor del reactor. Esto permite
también que si hay pérdida de
refrigerante, el calentamiento del
núcleo no afecte las componentes
del generador de vapor que podrían
ser dañadas por condiciones
térmicas excesivas. La
configuración lateral permite
también aislamiento y mantenimiento
ms senci 1 lo. La recarga en 1 lnea
de este diseño, permite control
adicional para mejorar el quemado
a largo plazo del combustible. Del
anal isis de las configuraciones
anteriores, para determinar la
configuración del sistema nuclear
de vapor, fueron consideradas las
alternativas siguientes: (2)
- Elementos combustibles
prismáticos o esféricos.
(Véase figura 5).
- Geometría del núcleo
cilíndrica o anular.
- Vasija del reactor de
concreto preesforzado o de
acero.
- Posición del generador de
vapor en 1 Inea o latera 1
Después de evaluar varias
combinaciones de niveles de
potencia y configuraciones, el
diseño propuesto fue de un núcleo
cilíndrico de elementos
combustibles esféricos en una
vasija de acero. Evaluaciones
posteriores de esta configuración
indicaron que los objetivos de
seguridad pasiva (temperaturas del
combustible ,aceptables en un
incidente de pérdida de
refrigerante) podrían ser
alcanzados sólo para potencias de
250 MW(t), o menores.
Desafortunadamente este nivel de
potencia no era consistente con las
consideraciones económicas de las
compañias eléctricas, que proponen
módulos de entre 100 y 150 MW(e),
es decir, entre 250 y 350 MW(t).
Estos niveles de potencia son
posibles para un núcleo anular
debido a su relación
superficie/volumen mayor. Para este
núcleo, fue ademas determinado que
el combustible prismático era más
apropiado y es consistente con los
criterios de seguridad pasiva. Por

8. GENERADOR DE
t- -VAPOR (4)
ENTRADA DE AGUA
- DE ALIMENTACION
-- SALIDA DE VAPOR
CIRCULADOR DE HELIO (4)
.- ENTRADA DE
COMBUSTIBLE
(NECANeA EN L$NEA)
NUCLEO DEL REACTOR
VASIJA DEL REACTOR
BARRAS DE CONTROL
DESCARGA DE COMBUSTIBLE
REACTOR MODULAR DE ALTA TEMPERATURA
DISEO HRB (RFA) Y GA TECHNOLOGIES (EUA)
FIGURA 2

9. CAVIDAD DEL REACTOR
VASIJA DEL REACTOR
REJILLAS DE ENFRIAMIENTO
DE LA CAVIDAD DEL REACTOR
NUCLEO
LINEA DE SUMINISTRO
DE COMBUSTIBLE
LINEA DE DESCARGA
DE COMBUSTIBLE
CAVIDAD DEL GENERADOR
DE VAPOR
CIRCULADOR DE HELIO
DUCTO COAXIAL 0€ GAS
VASIJA DEL GENERADOR
DE VAPOR
REACTOR MODULAR DE ALTA TEMPERATURA
CONCEPTO INTERATON / KWU
FIGURA 3

10. NUCLEO
PRISMATICO
SISTEMA DE CIRCULADOR
ENFRIAMIENTO
DE LA CAVIDAD
DEL REACTOR.
CAMBIADOR DE
CALOR (EN
CONDICI) DE
DE
MOTOR DE
T-I
' : GE5NERAR DE
CIRCULADOR iii L4 - . VAPOR.
DE APAGADO.
GENERADOR
DE VAPOR.
-
CAVIDAD DEL . .... - .
REACTOR.
1FI. AGUA DE
ALIMENTAC ION.
FIG. flEACTOR MODULAR DE ALTA TEMPERATURA
DISEÑO: GAS-COOLED REACTOR ASSOCIATES. (DOE)
FIGURA 4

11. Niveles de potencia mayores son
posibles para un núcleo anular
debido a su relación
superficie/volumen mayor. Fue
ademas determinado que el
combustible prlsmtico era ms
apropiado para un núcleo anular que
permite una mayor potencia y es
consistente con los criterios de
seguridad pasiva. Por lo anterior,
la configuración de referencia
escogida fue un núcleo anular de
350 MW(t), aprox. 130 MW(e),
formado por elementos pr ismt icos
dentro de una vasija de acero no
aislada. El generador de vapor es
contenido en otra vasija de acero
colocada lateralmente separada del
reactor y comunicadas ambas por un
ducto coaxial. Para mayor
seguridad, el reactor y el
generador de vapor estan
local izados en si los de concreto
adyacentes, Instalados por debajo
del nivel del suelo, como se
muestra en la figura 4.
3.b. Combustible.(4)
Es posible el diseño y la
construcción de neactores de alta
temperatura enfriados por gas con
muy alto grado de seguridad pasiva
al utilizar:
- Particulas combustibles
compuestas por un núcleo de
combustible en una matriz de
(4) Stansfield, 0. M. et al.
"Advances in HTGR fuel performance
models". GA-A 17913. 1985.
grafito porozo recubiertas de
pirocarbón/carburo de sI 1 ido,
- Dimensiones y densidad de
potencia del núcleo del reactor que
aseguren que el calor de
decaimiento puede ser removido del
núcleo por conducción o convección
a temperatura moderada, si el flujo
de refrigerante es suspendido, y
- Capacidad de eliminar
pasivamente el calor de decaimiento
del contenedor de presión.
Los modelos utl 1 Izados,
denominados mecanisticos, que
describen el comportamiento de la
particula recubierta de combustible
juegan un papel muy importante al
demostrar la seguridad de estos
reactores y las bajas exposiciones
a que son sometidos los
trabajadores. Estos modelos han
sido evaluados con resultados de
pruebas desarrol ladas en los EUA,
RFA y GB, confirmando que la
Integridad de las particulas
combustibles es mantenida con
fracciones de fal la menores de 5 x
10-5 durante operación normal y
menores de 1.5 x 10-4 durante
eventos de calentamiento a
temperaturas de combustible de
1 6000C.
En la figura 5 se muestra el
concepto de particulas
combustibles recubiertas y los
elementos combustibles de tIpo
prismátIco y esférico. Parmetros
de diseño de particulas y barras
combustibles de los EUA son
descritos en las tablas 2 y 3. El
diseño de la particula combustible

12. FISIL (UO2)
900 um de diámetro -
n
FISIL (UCO)
800 um de diámetro
* AARRA
FERTIL (Th02)
COMBUSTIBLE
880 um de diámetro
loESFERA
COMBUSTIBLE
6 cm de diámetro
ELEMENTO
COMBUSTIBLE
80 cm de longitud
COMPONENTES DE LOS ELEMENTOS COMBUSTIBLES
FIGURA 5

13. lo anterior, la configuración de
referencia escogida fue un núcleo
anular de 350 MW(t), aprox. 130
MW(e), formado por elementos
combustibles prismáticos dentro de
una vasija de acero no aislada. El
generador de vapor es contenido en
otra vasija de acero colocada
lateralmente, separada del reactor
y comunicadas ambas por un ducto
coaxial. Para mayor seguridad, el
reactor y el generador de vapor
están local izados en si los de
concreto adyacentes, instalados por
debajo del nivel del suelo, como se
muestra en la figura 4.
3.b. Combustible.(4)
Es posible el diseño y
construcción de reactores de alta
temperatura enfriados por gas con
mecanismos de seguridad pasiva.
- Particulas combustibles
compuestas por un núcleo de
combustible en una matriz de
grafito poroso recubiertas de
pirocarbón/carburo de silicio,
- Dimensiones y densidad de
potencia del núcleo del reactor que
aseguren que el calor de
decaimiento puede ser removido del
núcleo por conducción o convección
a temperatura moderada, si el flujo
de refrigerante primario es
suspendido, y
- Capacidad de el iminar
(4) Stansfield, 0. M. et al.
"Advances in HTGR fuel performance
models". GA-A 17913. 1985.
pasivamente el calor de decaimiento
del contenedor de presión.
Los modelos uti 1 izados, para
describir el comportamiento de las
particulas combustibles,
denominados mecanisticos, permite
demostrar la seguridad de estos
reactores y las bajas exposiciones
a que son sometidos los
trabajadores. Estos modelos han
sido evaluados con resultados de
pruebas desarrol ladas en los EUA,
RFA y GB, confirmando que la
integridad de las particulas
combustibles es mantenida con
fracciones de fal la menores de 5 x
10exp(-5) durante operación normal
y menores de 1.5 x 10exp(-4)
durante eventos de calentamiento a
temperaturas del combustible de
1 6000C.
En la figura 5 se muestra el
concepto de partículas
combustibles recubiertas y los
elementos combustibles de tipo
prismático y esférico. Los
parámetros de diseño de las
partículas y barras combustibles de
los EUA son descritos en las tablas
2 y 3. El diseño de la partícula
combustible con recubrimiento
compuesto por cuatro capas de tres
materiales, se describe a
cont i nuac i ón.
- Un núcleo de combustible o
material fértil en una matriz de
pirocarbón de baja densidad para
almacenar gases de fisión,
- Una capa interna de
pirocarbón de alta densidad que
actúa como una barrera ante el HC!

14. TABLA 2
PARAMETROS DE DISEÑO DE LA PARTICULA COMBUSTIBLE DEL HTGR.
PROPIEDAD NUCLEO CARBON
POROSO
PIROCAR-
BON INTER
NO
(PyCInt.)
RECUBRI-
MIENTO
CARBURO
DE SILICIO
(SIC)
PIROCAR
BON EX-
TERNO
(PyCExt.)
Combustible de bajo enrIquecimiento (19.8% en U-235)
Composición UCO.3 17 - - -
Dens ¡dad
(MgIm3) 11.0 1.0 1.90 3.20 1.87
Diámetro o
espesor
promedio ( m) 350 115 35 35 40
Material Fértil
Composición Th02 - - - -
Dens ¡dad
(Mg/m3) 9.8 1.0 1.90 3.20 1.87
Diámetro o
espesor
promedio ( m) 500 80 35 35 40
13

15. TABLA 3
CARACTERISTICAS DE LAS BARRAS COMBUSTIBLES
Proceso Inyección en cal lente.
Diámetro (mm) 12.4
Longitud (mm) 50.8
Carbonización En cama empacada de A1203
Temperatura de tratamien-
to térmico oC 1700
Tipo de aglomerado Resma de petróleo
Relleno Grafito (derivado de petróleo)
Densidad de la matriz 0.8 - 1.2

16. durante el recubrimiento con SIC
- Una capa de SIC para retener
productos de fisión metIicos y
gaseosos, y
- Una capa externa de
pirocarbón de alta densidad para
proteger el SiC y retener gases en
partículas con la capa de SIC
dañada.
En el desarrol lo de la
tecnologla de partículas
combustibles recubiertas, los
modelos uti 1 izados para evaluar su
comportamiento han hecho énfasis
en:
- Condiciones normales de
operación con temperaturas del
combustible de aproximadamente
1 2500C,
-Condiciones transitorias
moderadas donde la temperatura del
combustible puede incrementarse en
1000C adicionales, característica
de un incidente donde un circuito
auxiliar de refrigeración deberla
iniciar su operación, y
- Eventos hipotéticos muy
severos con pérdida de
refrigerante, que determinan los
valores 1 Imites de 1 Iberación de
gases rad i act i vos.
En los tiltimos años ha habido
mayor énfasis en el desarrol lo de
modelos para anal izar el
comportamiento del combustible a
temperaturas características de los
reactores de gas pequeños con
mecanismos de seguridad pasiva, en
los cuales no se requiere
enfriamiento auxiliar activo para
evitar la falla del combustible
cuando es suspendido el flujo del
refrigerante primario. En este
reactor, por diseño, las
temperaturas mxlmas del
combustible serian alrededor de
1600oC en el evento postulado ms
severo de pérdida de refrigerante.
Un modelo genérico del
comportamiento del combustible,
para predecir el impacto de cada
mecanismo de fal la en la 1 iberación
de productos de fisión, ha sido
desarrollado, usando la experiencia
e información obtenidas de los
proyectos mencionados.
Se ha observado una 1 iberación
limItada de productos de fisión
metal icos, tales como Cs-137 ó Ag-
liOm en recubrimientos de SiC a
temperaturas extremas y
exposiciones prolongadas, pero los
gases son completamente retenidos.
A continuación se describen los
resultados obtenidos al apI icar
estos modelos para predecir la
falla de combustible y la
liberación de actividad gaseosa en
condiciones normales y de
accidente.
La actividad circulante
observada en el reactor de FORT ST.
VRAIN suministrc5 bases para la
evaluación de los modelos en las
siguientes condiciones:
- Sin fal la del contenedor de
presión o de la particula
combustible y

17. - Fal la de particulas
combustibles defectuosas de acuerdo
con el modelo.
Las predIcciones fueron
comparadas con mediciones de
liberación de Kr-85m. Las
predicciones hechas suponiendo
fal la de particulas defectuosas,
mostraron un incremento mas rápido
con la exposición del que fue
realmente observado, y al final del
cicio2deoperaclón, la liberación
estimada fue alrededor de 7 veces
mayor que la observada. Sin
embargo, cuando se consideró
solamente la contribución de
contaminación por metales
pesados como una fuente ficticia de
gases de fisión, los valores
predichos se mantuvieron alrededor
del 30% casi siempre por arriba de
las mediciones, lo que sugiere que
los modelos uti 1 izados son
conservadores.
La fracción promedio de fal la
del recubrimiento de particulas
combustibles en un núcleo,
determinada usando los modelos de
falla en condiciones de servicio,
es una fracción de alrededor de
10exp(-3). Esta fracción incluye
recubrimientos de SiC defectuosos
durante su fabricación, los que da
como resultado la 1 iberación de
metal, con liberación de gases es
insignificante, debido al
recubrimiento externo de pirocarbón
de las particulas. Las fal las que
liberan gases de fisión, tal como
Kr-85m, están 1 imitadas a una
fracción menor de 5xloexp(-4) para
un núcleo promedio y resulta de
fal la de particulas defectuosas.
Ademas, la falla de particulas
debido a efectos térmicos tales
como ataque de productos de fisión
o migración del uranio, han sido
el iminadas al 1 imitarse la
temperatura máxima del combustible
por el diseño del núcleo. Por lo
tanto el reactor modular de alta
temperatura enfriado por gas,
opera con un circuito de
enfriamiento con baja
radioactividad, lo cual minimiza
riesgos de seguridad y costos de
manten i miento.
La fliosofla de seguridad en
este reactor es mantener los
productos de fisión dentro del
recubrimiento de las particulas de
combustible y esto ha sido logrado
por medio de un diseño del núcleo
que garantiza que las temperaturas
máximas del combustible y los
efectos de ataques qulmicos siempre
permanecerán por niveles debajo de
valores de fal la sin depender de
sistemas de seguridad activos o
acción del operador. El resultado
es que la retención de
radionúclidos en las particulas
combustibles es asegurada aún en
condiciones de accidente sin la
necesidad de equipo activo o
intervención de factores humanos.
Esto se ha conseguido al grado que
no hay necesidad de evacuación del
público fuera de los 1 Imites de la
planta. La figura 6 muestra la
fracción de fal la en función de la
temperatura de operación de las
particulas combustibles.

18. 3.c. Núcleo.(5)
Las componentes principales
del módulo del reactor estan
alojadas en las vasijas del reactor
y del generador de vapor, las
cuales están conectadas por un
ducto coaxial como se mostró en la
figura 4.
La vasija del reactor contiene
un núcleo anular, de 350 MW(t) como
se muestra en la figura 7. El
diseño anular del núcleo de este
reactor permite alcanzar una
potencia de operación
aproximadamente 40% mayor que un
núcleo cii lndrlco, y capacidad
para mantener las temperaturas de
combustible a niveles que limitan
la fracción de fallas de particulas
combustibles por debajo de los
valores mencionados en 3.b. La
forma de la región activa del
núcleo, es directamente
influenciada por las necesidades de
remoción de calor.
La región activa del núcleo
está formada por columnas de
bloques prismáticos exagonales de
grafito de 793.0 mm de altura, y
360.0 mm entre lados, que
contienen las barras combustibles
dentro de orificios verticales
sel lados como se muestra en la
figura 5. Los elementos
combustibles forman un núcleo de
forma anular de un espesor de
alrededor de 1.8 metros. El núcleo
(5) Turner, R. F. , et al . "Annular
core for modular high-temperature
gas-cooled reactor (MHTGR). GA-A-
18870. 1987.
activo es rodeado por bloques de
grafito sin combustible para formar
reflectores radiales Interno y
externo, y axiales superior e
inferior reemplazables. En la
periferia exterior de los bloques
reflectores de grafito
reemplazables existen bloques
reflectores permanentes. El núcleo
del reactor y los reflectores
permanentes están colocados dentro
de la vasija de acero del reactor.
El núcleo anular activo tiene
3.50 metros de diámetro externo,
1.65 m de diámetro Interno y 7.93 m
(10 elementos combustibles) de
altura. En la tabla 4 son dados los
parámetros principales de diseño
del núcleo.
El sistema de control consiste
en 30 barras de control las cuales
penetran en el núcleo verticalmente
en canales local izados en las
columnas del reflector adyacentes
a la región activa, 6 de las barras
de control se encuentran en el
reflector central, y las restantes
24 están en el reflector externo.
Además de las barras de control,
existen 12 canales de control de
reserva dentro del núcleo activo
los cuales pueden recibir pasti 1 las
de boro-grafito como parte de un
sistema de apagado independiente.
Las pastillas de este sistema de
apagado estan contenidas en
canastl 1 las local izadas encima del
núcleo activo y pueden ser
1 iberadas manualmente.
El helio refrigerante fluye
hacia abajo a través de orificios
verticales paralelos a los canales
/ f..

19. 4
-j
1
Iii
o
z
o
o
o
4
LL
1.0
0.8
0-6 0
TEMPERATURA MÁXIMA DEL COMBUSTIBLE
EN OPERACION NORMAL
01— /
o
0.2 1. TEMPERATURA LIMITE
/ DEDISEÑO
o L 4rLL{}.çi3
1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200 2400
TEMPERATURA (° C)
2600
FIGURA 6

20. VASIJA
CANALES DE BARRAS DE CONTROL
(6 interiores 24 exteriores)
REFLECTOR CENTRAL
CANALES DE RESERVA
DE APAGADO (12)
NUCLEO ACTIVO ANULAR
CANALES DE ENTRADA DE
REFRIGERANTE
REFLECTOR LATERAL
FIGURA 7

21. ti
TABLA 4
PARAMETROS DE DISENO DEL NUCLEO.
Potencia MW(t) 350
Densidad de potencia,
watts/cm3 5.9
Temperatura de sal ¡da del
He, oC 690
Duración del ciclo de
combustible, años 1.6
Tiempo de vida del elemento
combustible, años 3.2
Quemado promedio del
combustible MWd/Ton 92,200

22. de combustible localizados a lo
largo del eje del elemento
combustible. El elemento
combustible estándar contiene un
arreglo continuo de orificios de
combustible-refrigerante de forma
triangular de dos elementos de
combustible por uno de
refrigerante. Los seis orificios de
los vértices contienen barras
combustibles con veneno quemable.
Las caracterlsticas de las
barras combustibles estan dadas en
la tabla 3. 15 barras combustibles
son colocadas verticalmente dentro
de cada canal de combustible en el
elemento. Los parámetros de control
de cal idad del combustible y los
1 Imites de su comportamiento en
servicio, están dadas en la tabla
5.
3.c.1. Análisis neutrónicodel
núc leo.
El ciclo de combustible ha
sido seleccionado usando uranio de
bajo enriquecimiento 19.8% en U-235
y tono, de acuerdo con la poiltica
sugerida por el Organismo
Internacional de Energla Atómica.
El tono es incluido para mejorar
la distribución de potencia en las
direcciones radial y axial usando
un mismo enriquecimiento del
uranio en todo el núcleo. La
reactividad es controlada por una
combinación de veneno quemable, un
sistema de barras de control
movibles y un coeficiente de
reactividad por temperatura
negativo. El número y localización
de las barras de control y el
sistema de apagado de reserva han
sido determinados para asegurar que
la potencia térmica del reactor sea
controlada durante condiciones
normales o anormales de operación.
El espesor radial del núcleo activo
anular fue calculado de manera que
el valor de las barras de control
satisficiera las necesidades de
margen de apagado durante la
duración del ciclo. La localización
de las barras de control en el
reflector fue determinada para
asegurar que se mantenga la
integridad de las barras durante
condiciones de remoción de calor de
decaimiento.
La evaluacIón del valor de las
barras de control y del sistema de
apagado de reserva en condiciones
de reactor frio y caliente, ha
demostrado que existe un margen
considerable entre las necesidades
máximas de reactividad a ser
controlada y los valores de las
barras, calculados. Estas
reactividades se muestran en la
tabla 5.
Un criterio de diseño del
núcleo, es que la función
caracterlstica de realimentación
de reactividad debe limitar la
temperaturas del núcleo. El
coeficiente de reactividad por
potencia del núcleo está formado
principalmente por el coeficiente
de reactividad por temperatura que,
es alrededor de -7 x 10exp(-5)/oC
al inicio del ciclo y alrededor -4
x 10exp(-5)/oC al final del ciclo,
para la temperatura tlpica de
operación del moderador de 70000.
El coeficiente de reactividad por
potencia se vuelve más negativo a

23. TABLA 5
VALORES DE REACTIVIDAD
Inicio Final
del del
ciclo ciclo
Reactividad a controlar: (% )
Exceso de reactividad para operación 1.0 0.5
Efecto por temperatura (caliente a frio) 4.8 1.2
Decaimiento de Xe 3.7 3.7
Decaimiento de otros productos de fisión 0 1.3
Apagado e incertidumbre 2.0 2.0
Total 11.5 8.7
Valor de los venenos de control: (% )
24 Barras de control externas 8.1 11.0
24 Barras de control externas mas
6 internas 16.8 20.2
Apagado de reserva 10.1 11.3

24. temperaturas mayores. La alta
capacidad calorifica del núcleo de
grafito y el coeficiente de
reactividad por temperatura
negativo hacen al núcleo muy
estable y le permiten seguir las
variaciones de carga con
movimiento minimo de barras de
control. Estas caracterlsticas se
muestran en la figura 8, donde
puede observarse como las
variaciones en el flujo de helio
son seguidas pasivamente por
variaciones de la potencia del
reactor de la misma magnitud
relativa y en la misma dirección.
Entonces, el sistema activo de
control del reactor, permite
principalmente tener una respuesta
adecuada en el tiempo para el
seguimiento de variaciones de
carga.
3.c.2. Caracterlsticas de
operación del núcleo.
El comportamiento del núcleo
del reactor es medido
principalmente por el grado de
retención de productos de fisión
dentro de las particulas
combustibles. El desarrol lo de este
diseño ha aportado un avance
significante en el concepto de
contención para plantas de
potencia. Aún para los eventos más
severos, el recubrimiento de
las particulas contienen los
productos de fisión en la fuente
misma, sin haber dispersión en el
edificio del reactor. El número de
particulas combustibles en el
núcleo de un reactor es alrededor
de 10exp(10) unidades. Además, la
integridad de la particula-
contención es supervisada durante
el ciclo de operación del reactor,
por muestreo de productos de fisión
de bajo niveel en el refrigerante
primario.
Durante operaciones a potencia
nominal en estado estacionario, el
combustible en el reactor opera a
temperaturas por debajo de 1250oC y
fluencias por debajo de 5.5 x
10exp(21) n/cm2 (E>29fJ). Los
quemados máximos de metales pesados
son 25% y 3.5% fisiones por átomo
inicial de metal para las
particulas flsiles y fértiles
respectivamente. El comportamiento
del combustible ha sido analizado
usando los modelos descritos en la
parte 3.b. El comportamiento de las
componentes de grafito del núcleo
ha sido evaluado usando técnicas
probabl 1 tsticas, que toman en
cuenta la distribución de las
propiedades del material y la
acumulación de esfuerzos en función
del tiempo. Se han desarrollado
criterios de análisis de esfuerzos
usando esta técnica, lo cual
permite la fractura local de
algunos elementos de grafito sin,
efecto sobre las caracteristicas
nuclear, térmica, o de retención de
productos de fisión.
3.d. MODULO DEL REACTOR.
Cada unidad de generación de
vapor consiste en un núcleo anular
de elementos combustibles
prismáticos, rodeados radialmente
por reflectores interno y externo y
axialmente por reflectores superior
e inferior, contenido dentro de una
vasija de acero comunicada por
/

25. 400
4
o
z
w
o
- 300
o
TEMPERATURA PROMEDIO DEL
120
TEMPERATURA PROMEDIO DEL MODERADOR (°C)
500 .Mii
"FLUJO DE HELIO
80
o
-J
I'J
1
uJ
PPOTENCIA DEL REACTOR (Mwt)
60 o
-J
u-
200
4
Li
o-
IOO
01
o lOO 200 300
TIEMPO A PARTIR DEL CAMBIO DE FLUJO (SEG.)
LA POTENCIA DEL REACTOR (MHTGR) SIGUE LAS
VARIACIONES DEL FLUJO DE HELIO.
me
20
- 1
- II
FIGURA 8

26. medio de
generador
helicoidal
local izado
por debajo
vasija del
un ducto coaxial a un
de vapor, de diseño
de un solo paso,
en una vasija lateral
del nivel de la
reactor. Véase Fig. 9.
ducto coaxial a la vasija del
reactor. Véase Fig. 11.
- Sistema de enfriamiento
durante apagado.
La configuración del módulo
del reactor y sus condiciones de
operación, incluyendo el área de
conversión de energía, son
mostradas en la Fig. 10.
Para mantener la temperatura
del combustible por debajo de los
valores limites, este diseño cuenta
con los siguientes sistemas de
enfr 1am iento:
- Sistema de enfriamiento
durante operación normal.
Para remoción del calor
producido por fisiones durante la
operación normal del reactor, se
utiliza helio como refrigerante, el
cual se hace circular a través del
núcleo por canales paralelos a los
canales de combustible axialmente
de arriba hacia abajo, y es
acumulado en una cavidad anular en
la parte inferior del núcleo, de
donde pasa al generador de vapor a
través del conducto interno del
ducto coaxial. Un circulador
principal de velocidad variable
operado por un motor eléctrico, es
localizado en la parte superior de
la vasija del generador de vapor,
dirigiendo el flujo de helio a
través de los tubos hel icoida les
del generador, retornando por el
espacio anular entre la cubierta y
la vasija del generador de vapor y
por el espacio anular externo del
Para remoción de calor de
decaimiento durante operaciones de
mantenimiento y recarga de
combustible, cuando el sistema
principal de transporte de calor no
opera, el diseño incluye para
condiciones de apagado un sistema
de enfriamiento, que consiste en un
pequeño cambiador de calor hel lo-
agua y un circulador operado
eléctricamente, localizado en la
parte Inferior de la vasija del
reactor. Véase Flg. 12.
- Sistema de enfriamiento de
la cavidad del reactor.
Si los sistemas de
enfriamiento principal y durante
apagado no estuvieran operables
para la remoción del calor de
decaimiento, se tIene un sistema de
enfriamiento de la cavidad del
reactor para removerlo. El calor es
transferido por radiación y
conducción a través de los bloques
prismáticos de grafito de los
elementos combustibles y
reflectores radiales a la vasija
del reactor, y de ahi al sistema de
enfriamiento de la cavidad del
reactor. Este sistema consiste en
rejillas de enfriamiento,
localizadas en la superficie
interna de la cavidad del reactor,
enfriadas por aire en convección
natural. El flujo de aire a través
de estas rej 1 1 las es un mecan 1 smo
completamente pasivo para rechazar

27. MECANISMOS DE BARRAS DE CONTROL/
PENETRACIONES DE RECARGA
NUCLEO ANULAR
VASIJA
CONDUCTO DE REFRIGERANTE
CIRCULADOR
.J
PRINCIPAL
- VASIJA DEL GENERADOR
DE VAPOR
SALIDA DE VAPOR
CAMBIADOR
DE CALOR
DURANTE -GENERADOR
APAGADO DE VAPOR
CIRCULADOR
DURAN TE
APAGADO
ENTRADA DE AGUA
DE ALIMENTACION
FIGURA 9

28. ISLA NUCLEAR. 4 1 . AREA DE CONVERSION DE ENERGIA.
DE RECARGA,
VASIJA DEL
"REACTOR.
4
NUCLEO DEL
REACTOR,
SIJA
+
1 1 INTERMEDIA PRESION BAJA
CAMBIADOR DE .
1 GENERADOR
CALOR DEL SISTEM)<
J
DE VAPOR
DE ENFRIAMIENTO
DURANTE APAGADO.
A TORRES
DE ENFRIAMIENTO
CIRCULADOR DEL SIEMA
I90OOP
DE ENFRIAMIENTO DURANTE SBO°F
APAGADO.
CALENTADORES BOMBA DE
DE AGUA DE CONDENSADO
ALIMENTAC ION
PLANTA DE GENERACION DE POTENCIA. DIAGRAMA DE
FLUJO SIMPLIFICADO.
FIGURA 10

29. DIAGRAMA ESQUEMATICO DE FLUJO
MODULO
DEL REACTOR
497° F
MODULO DEL
GENERADOR DE VAPOR
1000011 TURBOGENERADOR
+
1268°F
CONDENSADOR
430°F
SISTEMA DE AGUA
DE ALIMENTACION
FIGURA 11

30. SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DIJRANTE APAGADO (SEA)
VALVULA DE
ALIVIO
1CAMBIADOR DE CALOR
ENFRIADO POR AIRE
TANQUE DE
COMPENSACION
L
CAMBIADOR
DE CALOR
/ DELSEA
1 CIRCULADOR
DEL SEA
FIGURA 12

31. el calor a la atmósfera. Véase Fig
13.
Una caracteristica adicional
del diseño de este reactor es su
instalación por debajo del nivel
del suelo, lo que permite en caso
de fal la de los sistemas de
enfriamiento anteriores, disponer
de un mecanismo de enfriamiento por
medio de conducción y radiación al
edificio del reactor y al suelo,
para evitar la degradación del
combustible, y restringir el acceso
de aire al reactor. Véase Fig. 14.
Los mecanismos de las barras
de control y las barras asociadas y
el material de apagado de reserva,
operan a través de penetraciones
en la tapa de la vasija del
reactor. La recarga de combustible
del reactor, con éste fuera de
servicio, es también desarrollada a
través de estas penetraciones.
3.e. CONFIGURACION DE LA
PLANTA. (6)
La planta MHTGR propuesta como
referencia está dividida en dos
¿reas principales: Una Isla nuclear
(lN) que contiene 4 módulos de
generación de vapor de 350 MW(t)
cada una, y una área de conversión
de energia (ACE) que contiene 2
turbogeneradores de 300 MW(e) cada
uno. Las cuatro unidades de
generación suministran vapor a un
(6) RodrÍguez, Carmelo and Simon,
Walter. "The modular HTGR: designed
for safety and avai labi 1 ity. GA-A-
19642. 1989.
distribuidor principal para las dos
turbinas. Los dos sistemas de agua
de al imentación asociados con las
turbinas suministran agua de
alimentación a un distribuidor
comun para las cuatro unidades de
generación de vapor como se muestra
en la Fig. 15. Esta configuración
permite flexibilidad en la
operación de la planta y aumenta su
disponibilidad, ya que puede ser
apagado uno de los reactores sin
necesidad de apagar alguna de las
turbinas, pudiendo éstas ser
operadas a menor potencia con vapor
suministrado por las unidades
restantes, evitándose asÍ demoras
asociadas con el arranque de
turb 1 nas.
La isla nuclear es un área
controlada separada, que confina
las 4 unidades de generación de
vapor y estructuras auxiliares
donde se encuentran sistemas
comunes para manejo de combustible,
procesamiento de hel lo y otros
servicios esenciales. Componentes y
sistemas que desarrollan funciones
especificas para cada unidad, son
repetidas en cada una de ellas para
hacerles independientes y mantener
fallas especificas contenidas
dentro de la unidad afectada. El
área de conversión de energÍa es
considerada no relacionada con
seguridad y es separada fÍsicamente
de la IN para faci 1 itar el uso de
normas de plantas convencionales en
su diseño y reducir costos de
construcción y operación.
3.f. ANALISIS PROBABILISTICO
DE SEGURIDAD.

32. ESTRUCTURA
DE ADMISION/EXPULSION
REJILLA
EL 0.0u
EXPULSION
VASIJA DEL
REACTOR 1
REJILLAS DE ENFRIAMIENTO
NUCLEO
POR AIRE
SISTEMA PASIVO
DE ENFRIAMIENTO
FIGURA 13

34. ISLA NUCLEAR. «*- -4> AREA DE cONVERSION
DE ENERGIA.
ftll TURBO
_$50
GENERADOR
i-i
24001.814
MODULO Nol
SISTEMA DE
TR A NSM 1$ ION
VL vvvv
TORRE DE
ENFRIAMIENTO.
1 8OF
BOMBA DE
AGUA DE
A TREN DE
ALIMENTACION.
CON VERS ION
DE POTENCIA
No. 2
MODULO No.2 1
DE TREN DE
CONVERSION DEA MODUWS
N0. 3 y 4 POTENCIA, No 2
CALENTADORES ri
DE AGUA
BOMBA DE
IMENTAC.]
AGUA DE
CIRCULACION
TREN DE CONVERSION DE POTENCIA No. 1
PLANTA DE CONVERSION DE ENERGIA 4X350MW(t)
FIGURA 15

35. Como se mencionó anteriormente
la capacidad de retención de
productos de fisión de las
particulas combustibles es el
elemento básico de seguridad del
reactor modular de alta
temperatura. La experiencia de
mi 1 Iones de particulas probadas, ha
dado como resultado que el único
medio posible de inducir una rápida
liberación de productos de fisión,
es sometiéndolas a temperaturas
mayores de 20000C (véase Fig. 6).
La configuración y diseño del
reactor, fueron determinados para
limitar las temperaturas del
combustible hasta alrededor de
1600oC en todos los eventos
posibles. Estimaciones detalladas
de una variedad de eventos, ha
suministrado información sobre la
capacidad de este reactor, para
soportar pruebas extremas de las
funciones que aseguran la retención
de radionúcl Idos dentro del
combustible. Estas estimaciones
demostraron que:
- No hay liberación de
radioactividad como resultado de
una pérdida indefinida de
enfriamiento forzado y falla del
sistema de apagado. Esto es debido
a los mecanismos propios de
transferencia de calor y
coeficientes de reactividad que
aseguran el apagado del reactor y
1 imItan la temperatura del
combustible evitando la liberación
de productos de fisión.
- La pérdida de todo el
refrigerante y la falla del sistema
pasivo de remoción de calor de la
cavidad del reactor, (Véase Fig.
14), da como resultado un daño
mlnimo a las parttculas
combustibles y puede ser tolerado.
La remoción del calor es realizada
en este caso por radiación y
conducción hacia el suelo. En este
caso la temperatura máxima del
combustible seria alrededor de
14000C, siendo la temperatura de
degradación del recubrimiento de
SIC de 20000C.(2).
- La falla masiva de la
vasija, que se supone sucede por
rotura del ducto coaxial dando como
resultado el ingreso de aire,
produce fal las de particulas a
niveles insignificantes. El
recubrimiento de las particulas de
combustible y el grafito son
resistentes a la oxidación.
- Aun una fal la masiva dei
generador de vapor que incluya
rotura múltiple de tubos, no da
como resultado niveles de dosis
1 naceptab les.
El examen de estos eventos ha
demostrado que el riesgo al público
debido a eventos más al lá de las
bases de 1 icenciamiento es
despreciable. No se han
identificado eventos que puedan
disminuir apreciablemente la
capacidad de retención de las
particulas de combustible. La
liberación de radionúcl idos para
cualquier evento está 1 imitada a la
pequeña cantidad de actividad
circulante en el sistema primario.
El riesgo al público es por lo
tanto alrededor de 4 mRem en los
lImites del sitio, como se muestra
en la Fig. 16, donde se incluyen

36. RADIAC ION
NATURAL
ANUAL
lo
o
Iz o
4
CL
-4
o lO
z
w
o
lo_cr
LI
ro
I' ,IOCFR5O
PENDICE 1
-41 FATALIDADES__«
1 AGUDAS -
IMETADE
O ¡SEGURIDAD
1 i iiiI 1 III! ;i ,iil i
lO CFRIOO
REGION
DE INCIDENTES
OPERACIONALES
ANTICI PADOS
2.5x 1O 2
REGION BASE
DE DISEIO
I.OxIO 4
REGION BASE
DE PLAN
DE EMERGENCIA
5.OxIO 7
OLOW IO_6 IO IO' 10,3IO
IO 10° lO' 102 IO IO
DOSIS GAMMA PROMEDIO DE CUERPO ENTERO EN EL LIMITE DE LA ZONA DEEXCLUSION (rem)
RESULTADOS DEL APS. DOSIS Y RIESGOS LIMITE
FIGURA 16

37. eventos base de diseño y eventos
más severos que impI iquen un plan
de evacuación de emergencia, para
este reactor con una representación
esquemática de los requisitos de
1 icenciamlento establecidos por la
Nuclear Regulatory Commlssion de
los EUA. Los resultados de los
anál isis de la planta de referencia
son mostrados en esta Figura, y
demuestran que las metas de
seguridad pueden ser satisfechas
aiin para eventos de frecuencias
menores, a 5 x 10exp(-7)/planta-
año. En este extremo de baja
frecuencia del espectro de
accidentes son incluidos eventos
múltiples tales como
despresurización del sistema
primario de enfriamiento sin
disparo del reactor, con pérdida de
enfriamiento de la cavidad del
reactor, o rupturas severas en el
sistema primario del enfriamiento
con ingreso de aire y oxidación. Es
también de interés notar que no se
predice liberación significante de
productos de fisión aún para sismos
con aceleraciones de hasta 1.5 g y
eventos incluidos en la región de
plan de emergencia. Finalmente el
coeficiente de reactividad por
temperatura compensará y apagará el
reactor en caso de extracción
accidental de barras de control o
incremento de reactividad por la
entrada de agua. Entonces, el
análisis probabi 1 Istico de
seguridad de este reactor estima
que puede cumpl ir con los criterios
establecidos en la Sec. 3, que
establece que la probabilidad de
daño severo al núcleo deberá ser de
10exp(-7)/reactor-año o menor.
4. ApI icac iones avanzadas.
El reactor de gas de alta
temperatura, ofrece una fuente de
calor apropiada para una ampl la
variedad de aplicaciones, porque su
temperatura de operación es
substancialmente más alta que la de
otros tipos de reactores nucleares.
Las dos aplicaciones principales
son, generación de potencia y
producción de calor de proceso,
tradicionalmente suministrado éste
último por plantas de combustIble
fósi 1 . Las apI Icaciones del calor
de proceso han sido reconocidas
como un medio para reducir el
consumo de gas y petróleo, y asl
reducir el impacto ambiental
resultante del uso de combustibles
fósi les. La capacidad de
cogeneraclón y calor de proceso
única del reactor de gas, aporta un
complemento Importante a la
participación nuclear para
satisfacer la demanda futura de
energ la.
Actualmente, la contribución
de la energia nuclear comercial,
está lImitada a generación
eléctrica y se estima en alrededor
de un 5% de la produccción mundial.
Proyecciones de la demanda de
energla Indican que el crecimiento
más importante en la utilización de
la energla tendrá lugar en los
mercados industriales. El reactor
de gas produce vapor a alta
temperatura que puede ser uti 1 izado
en muchas api icac iones
industriales, por lo que puede
considerarse como una alternativa
para satisfacer este incremento en
la demanda de energia a largo
-

38. p 1 azo.
En la api icación para
cogeneración, puede obtenerse
vapor a diferentes temperaturas y
presiones uti 1 izando
configuraciones apropiadas (Véase
Fig. 17), de turbinas o variando
las condiciones de operación del
reactor. El ciclo de vapor del
reactor, establece la base técnica
e industrial para entrar en los
mercados de calor de proceso y
cogeneración. Por la
caracterlstica única del vapor
producido a muy altas
temperaturas, es posible considerar
su api icación a reforma de metano
por vapor, conversión de potencia
usando turbinas de gas, producción
de hidrógeno y combustibles
si ntét lcos.
Se han hecho estudios para
otras api icac iones que requieren
temperaturas de vapor de alrededor
de 9000C. Ejemplo de estas
api icaciones futuras, son reforma
de metano por ciclo directo para
procesos de refinación y ciclos
combinados Brayton/Rankine de
generación de electricidad. Para la
primera api icación actualmente se
esta en la etapa de desarrol lo de
materiales para cambiadores de
calor de alta temperatura, usados
en el proceso de reforma de metano.
El ciclo combinado en su diseño
conceptual incluye un ciclo Brayton
en el circuito primario de helio
refrigerante como un ciclo
superior, y a baja temperatura y
baja presión, un ciclo de vapor
para generación de electricidad
con eficiencias mayores, sin
embargo, a las alcanzadas en los
ciclos de vapor convencionales. La
Fig. 18 muestra una de las
posibles apI icaciones avanzadas del
calor suministrado por el reactor
de gas, en la producción de acero.
En resumen, el reactor de gas
aporta una alternativa para la
sustitución de energla nuclear por
recursos combustibles fósi les, en
el mercado de calor de proceso. En
el caso de cogeneración, estas
api Icaciones se consideran
relativamente a corto plazo y
serian un complemento natural a la
aplicación de generación de
electricidad. A largo plazo las
apI icac iones avanzadas del reactor
de gas podrian permitir a la
energla nuclear una participación
mayor en el sector industrial, en
cuanto se pueda desarrol lar una
tecnologla ms avanzada de
materiales para cambiadores de
calor y otros componentes.
Ademas, el uso de la energía
nuclear en api icac iones de calor de
proceso ha sido limitada debido a
problemas de sitio y licenciamiento
por la local ización de las
Industrias que lo utilizan. El
reactor modular de alta temperatura
enfriado por gas, con sus
mecanismos de seguridad pasiva, la
temperatura del vapor producido y
tamaño adecuado para aumentar la
capacidad de sistemas de generación
de acuerdo al crecimiento de la
demanda, puede considerarse como
una alternativa importante para
reducir los problemas mencionadas.
5.- CONCLUSIONES.

39. REACTOR
CICLO INFERIOR 1 CICLO SUPERIOR
GENERADOR1
DE VAPOR ¡
REFORMADOR
VAPOR DE COMBUSTIBLE
ELECTRICIDAD
T± SINTETICO/1-12
PLANTA DE CALOR
DE PROCESO
r 11 APLICACION
ACEITE PESADO/ PRODUCCION DE ______ REFINACION Y 1 DIJCTO
RECUPERACION DE NETANOL Y MEJORAMIENTO 1 TERMOQUIMICO
ARENAS AMONIA DE PETROLEO
1 1CARBONOSAS
APLICACIONES DEL CALOR DE PROCESO DEL REACTOR
DE ALTA TEMPERATURA
FIGURA 17

40. DIAGRAMA DE BLOQUES DE UN COMPLEJO METALURGICO-NuCLEAR PARA PRODUCCION DE ACERO A PARTIR
DE METANO Y REDUCCION A ALTA TEMPERATURA
FIGURA 18

41. El reactor modular de alta
temperatura enfriado por gas es un
diseño simple que incorpora
conceptos de seguridad que excluyen
la posibi l ¡dad de daños mayores,
con pérdida considerable de la
inversión. Esta simplicidad es
necesaria en los reactores
avanzados para asegurar el
financiamiento para la
construcción de plantas de potencia
y aumentar la capacidad de
fabricación de componentes en
paises en desarol lo. Esto puede
lograrse si los sistemas de
seguridad de las plantas nucleares
actuales pueden ser reemplazados
por mecanismos pasivos de seguridad
que no puedan ser afectados por
factores humanos o de diseño y
programas de mantenimiento y
cal ibraclón costosos.
El incremento de la demanda
de energla y la preocupación
mundial por la protección del medio
ambiente, hace preveer que la
energía nuclear aumentará su
aportación para la satisfacción de
estas necesidades. La tecnología de
este reactor ofrece ventajas
asociadas con seguridad, conversión
de potencia con mayor eficiencia y
acceso a nuevos mercados de
energía, por los mecanismos pasivos
de seguridad de su diseño y su
api icación en la producción de
calor de proceso. Por lo anterior
puede considerarse al reactor de
gas de alta temperatura como una de
las alternativas ms atractivas
para iniciar el cambio de actitud
necesario para resolver los
problemas que enfrenta la
tecnología nuclear en los aspectos
de demanda de energía, protección
del medio ambiente, ahorro de
recursos combustibles fósiles, y la
seguridad requerida de los
reactores de concepto avanzado
apoyada en sistemas pasivos; para
aumentar la disponibi ¡¡dad de las
plantas de potencia y su
competitividad económica, y
reducir las restricciones impuestas
por las normas de sitio y
1 icenclmiento.
27