miniatura|250px|Piso de reabastecimento do HTGR de Fort Saint Vrain, 1972
Um reator de alta temperatura refrigerado a gás (HTGR, do inglês high-temperature gas-cooled reactor) é um tipo de reator nuclear refrigerado a gás que utiliza combustível de urânio e moderação por grafite para produzir temperaturas de saída do núcleo do reator muito elevadas (700 a 950 °C). Todos os reatores HTGR existentes utilizam hélio como fluido refrigerante. O núcleo do reator pode ser configurado em "blocos prismáticos" (relembrando a geometria de um núcleo de reator convencional) ou em um núcleo de leito de esferas ("pebble-bed"). O China Huaneng Group opera atualmente o HTR-PM, uma central nuclear HTGR de 250 MW dotada de dois reatores de leito de esferas, na província de Shandong, na China
As elevadas temperaturas operacionais dos reatores HTGR viabilizam potencialmente aplicações industriais como o fornecimento de calor de processo ou a produção de hidrogênio por meio do ciclo do enxofre-iodo termoquímico. Um desdobramento proposto do HTGR é o reator de temperatura muito alta (VHTR), classificado no âmbito dos reatores de Geração IV.
História O emprego de um reator de alta temperatura refrigerado a gás para a produção de energia foi proposto em 1944 por Farrington Daniels, então diretor associado da divisão de química do Laboratório Metalúrgico da Universidade de Chicago. Inicialmente, Daniels concebeu um reator que utilizava berílio como moderador. O desenvolvimento dessa proposta de reator de alta temperatura prosseguiu na Divisão de Pilhas de Potência dos Laboratórios Clinton (atualmente conhecidos como Laboratório Nacional de Oak Ridge) até 1947. O professor Rudolf Schulten, na Alemanha, também desempenhou um papel relevante no desenvolvimento da tecnologia durante a década de 1950. Peter Fortescue, enquanto atuava na General Atomics, liderou a equipe responsável pelo desenvolvimento inicial do reator de alta temperatura refrigerado a gás (HTGR), bem como do sistema de reator rápido refrigerado a gás (GCFR).
A Unidade 1 da usina de Peach Bottom, nos Estados Unidos, foi o primeiro HTGR a gerar eletricidade comercial, operando com grande êxito entre 1966 e 1974 como demonstrador de tecnologia. A Usina Nuclear de Fort Saint Vrain foi outro exemplo dessa tecnologia que funcionou como HTGR de 1979 a 1989. Embora o reator tenha enfrentado problemas operacionais que culminaram em seu descomissionamento definitivo por razões econômicas, ele serviu como prova de conceito do modelo HTGR nos Estados Unidos (embora nenhum novo HTGR comercial tenha sido desenvolvido no país desde então).AIEA Base de Conhecimento sobre HTGR.
Reatores experimentais HTGR também operaram no Reino Unido (o reator Dragon) e na Alemanha (o reator AVR e o THTR-300), encontrando-se atualmente em atividade no Japão (o Reator de Teste de Engenharia de Alta Temperatura, que utiliza combustível prismático e possui capacidade de 30 MWth) e na China (o HTR-10, um projeto de leito de esferas com 10 MWe de capacidade de geração). Dois reatores HTGR de leito de esferas em escala industrial, as unidades da usina HTR-PM, cada qual com 100 MW de capacidade de produção elétrica, tornaram-se plenamente operacionais na China a partir de 2021.
Projeto do reator miniatura|Fluxograma simplificado de uma central HTGR de 1.100 MWe
Moderador de nêutrons O moderador de nêutrons empregado é o grafite, embora a disposição física do núcleo em blocos prismáticos usinados de grafite ou em esferas sólidas de grafite dependa do projeto conceitual específico do HTGR.
Combustível nuclear O combustível utilizado nos reatores HTGR consiste em partículas de combustível revestidas, tais como as partículas de combustível TRISO. As partículas de combustível revestidas possuem núcleos cindíveis internos geralmente formados por dióxido de urânio; contudo, o carbeto de urânio ou o oxicarbeto de urânio também constituem alternativas aplicáveis. O oxicarbeto de urânio combina o carbeto de urânio com o dióxido de urânio a fim de rebaixar a estequiometria do oxigênio livre. Uma menor concentração de oxigênio reduz a pressão interna nos grãos TRISO decorrente da formação de monóxido de carbono, provocada pela oxidação da camada de carbono poroso estrutural da partícula. As partículas TRISO são dispersas no interior de matrizes esféricas de grafite no projeto de leito de esferas ou compactadas em varetas cilíndricas que são posteriormente inseridas nos blocos prismáticos hexagonais de grafite.
Fluido refrigerante O hélio tem sido o refrigerante utilizado em todos os HTGRs construídos até o momento. O hélio é um gás inerte, de modo que geralmente não reage quimicamente com nenhum elemento ou componente estrutural. Além disso, a exposição do hélio ao fluxo de radiação neutrônica não o torna radioativo, ao contrário da quase totalidade dos demais fluidos refrigerantes aplicáveis em reatores nucleares.
Controle Nos projetos prismáticos, as barras de controle penetram verticalmente em orifícios guias usinados nos blocos de grafite que estruturam o núcleo ativo. O VHTR será controlado de forma similar aos projetos contemporâneos de PBMR caso adote um núcleo de leito de esferas, sendo as barras de controle inseridas no anel do refletor de nêutrons de grafite que envolve o leito. O controle de reatividade também pode ser realizado mediante a introdução de esferas adicionais contendo absorvedores neutrônicos.
Recursos de segurança e outros benefícios O projeto tira proveito das características de segurança intrínseca inerentes a um núcleo moderado a grafite e refrigerado por hélio, associadas a otimizações específicas de engenharia. O grafite apresenta grande inércia térmica (elevada capacidade térmica volumétrica) e o refrigerante de hélio opera em fase única estritamente gasosa, sendo quimicamente inerte e sem gerar perturbações diretas na reatividade do reator. O núcleo, estruturado em grafite maciço, detém alta capacidade de absorção de calor e excepcional estabilidade estrutural mesmo sob faixas térmicas extremas. O combustível composto por partículas de oxicarbeto de urânio revestidas admite taxas elevadas de queima (atingindo patamares próximos a 200 GWd/t) e retém eficazmente os produtos de fissão em sua microestrutura. A elevada temperatura média de saída do núcleo do VHTR (1.000 °C) viabiliza a geração de calor de processo industrial de alta qualidade sem emissões de carbono. Os reatores são projetados para uma vida útil operacional estimada em 60 anos.Design aspects of the Chinese modular HTR-PM, p. 489, Tabela 2: Designed operational life time (year) 60.
Lista de reatores HTGR
Reatores construídos Até 2011, um total de sete reatores do tipo HTGR haviam sido construídos e operados no mundo. Outras duas unidades HTGR entraram em operação comercial no complexo da usina HTR-PM, na China, em 2021/2022.
Nome dainstalação País Comissionamento Encerramento N.º dereatores Tipo de combustível Temperaturade saída (°C) Potênciatérmica (MW) Dragon Reino Unido 1965 1976 1 Prismático 750 21,5 Peach Bottom Estados Unidos 1967 1974 1 Prismático 700–726 115 AVR Alemanha 1967 1988 1 Leito de esferas 950 46 Fort Saint Vrain Estados Unidos 1979 1989 1 Prismático 777 842 THTR-300 Alemanha 1985 1988 1 Leito de esferas 750 750 HTTR Japão 1999 Operacional 1 Prismático 850–950 30 HTR-10 China 2000 Operacional 1 Leito de esferas 700 10 HTR-PM China 2021 Operacional 2 Leito de esferas 750 250 HTGR (Lianyungang) China Construção aprovada 1 ? 660
Adicionalmente, de 1969 a 1971, o Experimento de Reator de Temperatura Ultra-Alta (UHTREX), com 3 MW de potência, foi operado pelo Laboratório Nacional de Los Alamos visando aperfeiçoar a tecnologia de reatores de alta temperatura refrigerados a gás. No UHTREX, diferentemente dos reatores HTGR convencionais, o gás hélio de refrigeração entrava em contato físico direto com o combustível nuclear não encapsulado, alcançando temperaturas superiores a 1.300 °C.
Projetos propostos Pebble Bed Modular Reactor (1994) – reator modular de leito de esferas proposto para a Central Nuclear de Koeberg, na África do Sul. Reator modular de hélio com turbina a gás (GT-MHR, 1997) – projeto conceitual de reator com conversão de potência direta por turbina a gás acoplada. Next Generation Nuclear Plant (NGNP, 2005) – projeto de pesquisa para um reator de temperatura muito alta de Geração IV. X-energy (2016) – empresa desenvolvedora do projeto de reator modular de leito de esferas de Geração IV denominado Xe-100. U-Battery (2020) – iniciativa de desenvolvimento de um microrreator modular de pequeno porte, formalmente descontinuada em 2023.
Referências
Ligações externas Ficha descritiva do VHTR no Laboratório Nacional de Idaho (em inglês). Portal Oficial do VHTR no Fórum Internacional Geração IV (em inglês). Base de dados de conhecimento sobre HTGR na Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) (em inglês). Reator Avançado de Alta Temperatura com Leito de Esferas (PB-AHTR) na Universidade da Califórnia em Berkeley (em inglês).
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