BR112014019311B1 - Método de operação de uma usina de energia nuclear - Google Patents

Abstract

reator de sal fundido integrado. a presente invenção refere-se à integração dos elementos funcionais primários do moderador de grafite e recipiente 100 do reator e/ou permutadores de calor primários e/ou barras de controle em um reator nuclear integral de sal fundido (imsr). uma vez que a vida útil do imsr é atingida, por exemplo, na faixa de 3 a 10 anos, é desligado, removido e substituído como uma unidade. o imsr despendido funciona como o armazenamento de médio ou longo prazo da grafite radioativa e/ou permutadores de calor e/ou barras de controle e/ou sal de combustível contido no recipiente 100 do imsr.

Description

CAMPO DA INVENÇÃO

[0001] A presente invenção se relaciona genericamente a reatores nucleares. Mais particularmente, a presente descrição se refere a reatores nucleares de sal fundido.

ANTECEDENTES DA INVENÇÃO

[0002] Reatores de sal fundido (MSRs) foram desenvolvidos principalmente a partir da década de 1950 até 1970, mas nos últimos tempos tem havido um crescente interesse mundial neste tipo de reator. Conceitos mais antigos estão sendo reavaliados e sendo propostas novas ideias. Esta classe de reator nuclear tem uma grande quantidade de vantagens sobre os reatores nucleares atuais, as vantagens incluindo, potencialmente, menores custos de capital, segurança em geral, perfil dos resíduos de longa vida e sustentabilidade dos recursos.

[0003] Com MSRs as vantagens vêm também alguns desafios tecnológicos significativos que levam a decisões difíceis de projeto básico. A primeira e provavelmente mais importante é se e como um moderador de nêutrons pode ser empregue. Grafite tem sido, em quase todos os casos, escolhida como um moderador, uma vez que se comporta muito bem em contato com os sais de fluoreto usados em MSRs. Estes sais são misturas eutéticas de fluoretos físseis e férteis (UF4, ThF4, PuF3 etc.) com outros sais de transporte, tais como LiF, BeF2 ou NaF. Usando grafite como um moderador geral no interior do núcleo do MSR tem muitas vantagens. Por exemplo, dá um espectro de nêutrons mais suave ou mais termalizado, que proporciona maior controle do reator e um inventário físsil inicial muito reduzido. Além disso, usar grafite em todo o núcleo de um MSR permite a capacidade de empregar o que é conhecida como uma zona exterior sub-moderada, a qual atua como um absorvedor total de nêutrons e ajuda a proteger a parede exterior do recipiente do reator à exposição a nêutrons que causa dano. O recipiente, que contém o núcleo do reator, tipicamente tem sido proposto como sendo feito de uma liga de elevado teor de níquel, tal como Hastelloy N; no entanto, outros materiais são possíveis.

[0004] O uso de grafite no interior do núcleo do MSR (isto é, dentro do fluxo de nêutrons de um MSR) pode, no entanto, ter um sério inconveniente. Isto é, que a grafite irá encolher primeiro e, em seguida, se expandir para além do seu volume original, com a exposição a um fluxo de nêutrons rápidos. Um limite superior da fluência total de nêutrons rápidos pode ser calculado, e a operação do MSR é tal que este limite não é excedido. Este limite determina quando a grafite começa a se expandir para além do seu volume original e, potencialmente, a danificar elementos de grafite próximos, ou o recipiente do reator em si. Quanto tempo a grafite pode ser usada dentro do núcleo do reator está, portanto, diretamente relacionado com a densidade de energia local e, assim, com o fluxo de nêutrons rápidos que sofre. Um núcleo de baixa densidade de potência pode ser capaz de utilizar o mesmo grafite durante várias décadas. Este é o caso de muitos reatores anteriores que empregam grafite, tal como os reatores britânicos Magnox e AGR arrefecidos a gás. Eles eram extremamente grandes e tinham uma densidade de potência baixa por razões termo hidráulicas, mas isso permitiu uma vida do grafite extremamente longa. No entanto, MSRs se beneficiariam de ter uma densidade de energia muito maior e, portanto, a vida útil do grafite pode se tornar um problema.

[0005] Os cientistas e engenheiros projetando MSRs têm sido confrontados com opções de projeto importantes. A primeira opção é simplesmente projetar o reator para ser bastante grande e ter densidade de potência muito baixa, a fim de obter um total de 30 ou mais anos de vida útil do grafite. Assim, se pode selar toda a grafite no interior do recipiente e o grafite pode permanecer no recipiente durante a vida útil da usina nuclear. Exemplos dessa escolha podem ser encontrados nos estudos de Oak Ridge National Laboratories (ORNL) no final da década de 1970 e início da década de 1980. Por exemplo, ORNL TM 7207 propõe um reator de 1.000 MWe, que foi chamado de projeto de "Uma vez em 30 anos" que teria um grande recipiente do reator de aproximadamente 10 metros de diâmetro e altura, a fim de evitar a necessidade de substituição do grafite. Grande parte do trabalho mais tarde pelo Dr. Kazuo Furukawa do Japão, que são conhecidos como a série FUJI de projetos de reatores, também escolheu esta via de núcleos grandes, e de baixa potência. Estes núcleos muito grandes têm desvantagens econômicas óbvias em termos da enorme quantidade de material necessária para fabricar o núcleo e o recipiente principal, e no peso excessivo do núcleo. Estes desafios aumentam o custo e complexidade do edifício em torno do reator, como seria compreendido por pessoas treinadas na área. Deve-se acrescentar que um tempo de vida útil de 30 anos de uma usina nuclear era bastante aceitável na década de 1970, mas pelos padrões de hoje seria considerado curto. 50 ou 60 anos são agora desejados e significariam um núcleo ainda maior para permitir este tempo de vida sem a substituição do grafite.

[0006] Uma segunda opção muitas vezes proposta é a de empregar um núcleo muito menor, de maior densidade de potência, mas planejar para a substituição periódica do grafite. Esta abordagem era comumente assumida no trabalho em Oak Ridge National Laboratories (ORNL) no projeto do Molten Salt Breeder Reator de cerca de 1968 a 1976 antes do programa ser cancelado. Este projeto de reator de 1.000 MWe tinha um recipiente externo de Hastelloy N que iria conter centenas de elementos de grafite encaixando e enchendo o recipiente, mas com canais de passagem para o sal de combustível fundido fluir e sair do núcleo para permutadores de calor externos. Nesta segunda opção, o reator tem dimensões muito menores que são de cerca de 6 metros de diâmetro e de altura. Neste caso, a grafite, particularmente no centro do núcleo com o maior fluxo de nêutrons rápidos, só teria um tempo de vida esperado de 4 anos. Assim, o reator teve de ser concebido para ser desligado e aberto a cada 4 anos para substituir uma grande parte dos elementos de grafite. Isto pode não soar excessivamente difícil para aqueles que não são treinados no campo, mas com sais fundidos, os produtos de fissão, alguns dos quais são relativamente voláteis, estão no sal de combustível e também podem se incorporar em uma camada superficial de grafite e, por exemplo, nas superfícies metálicas interiores do recipiente do reator. Assim, só abrir o recipiente do reator era conhecido como sendo uma operação que podia ser difícil de realizar, sem permitir que elementos radioativos se espalhassem para dentro da zona de contenção circundante. Além disso, o projeto do recipiente do reator em si é mais complexo quando ele precisa ser aberto periodicamente. Estes desafios são por que a opção por núcleos maiores, de menor densidade de potência eram frequentemente escolhidos.

[0007] Uma terceira opção é tentar omitir a utilização de grafite por completo. Isto é possível e resulta em reatores tipicamente com um espectro de nêutrons muito mais duro. Um exemplo desta escolha é o Reator Rápido de Sal Fundido (MSFR) proposto por um consórcio de pesquisadores franceses e outros europeus começando por volta do ano de 2005. No entanto, tem inconvenientes muito graves. Por exemplo, requer mais de cinco vezes a carga físsil inicial e qualquer exposição acidental do sal a um moderador, tal como a água, ou mesmo ao conteúdo de hidrogênio no concreto, poderia levar a riscos de criticidade.

[0008] Para além do problema da vida do grafite, existem também problemas relacionados tanto com o tempo de vida do recipiente do reator em si e dos permutadores de calor primários.

[0009] A parede do recipiente do reator pode também ter um tempo de vida limitado, devido à fluência de nêutrons, com tanto nêutrons térmicos como rápidos potencialmente causando problemas. O material mais frequentemente proposto sendo uma liga de elevado teor de níquel, tal como Hastelloy N, com um comportamento razoavelmente bem compreendido e limites permitidos de fluência de nêutrons. Como tal, uma grande quantidade de esforço entra no projeto do núcleo para limitar a exposição de nêutrons, e/ou reduzir a temperatura de funcionamento da parede do recipiente. Além disso, a adição de espessura à parede pode ajudar, pois a resistência é perdida com o aumento da exposição aos nêutrons. Isso adiciona peso e custo. É, portanto um desafio ter um tempo de vida do recipiente do reator em si de 30 a 60 anos.

[0010] Outro desafio do projeto são os permutadores de calor primários que transferem o calor do sal combustível radioativo primário para um sal refrigerante secundário. Este sal refrigerante, em seguida, normalmente transfere o calor para um meio de trabalho, tal como vapor, hélio, CO2, etc. Em alguns casos, esses permutadores de calor estão fora ou são externos ao próprio recipiente do reator, o que parece ser o caso para todos os projetos ORNL das décadas de 1950 a 1980. Também podem estar localizados dentro do recipiente do reator em si, o que tem seu próprio conjunto de vantagens e desafios. Uma grande vantagem dos permutadores de calor internos é que nenhuma radiação significante precisa deixar o próprio reator, uma vez que apenas o sal refrigerante secundário entra e sai do recipiente.

[0011] Para permutadores de calor tanto internos como externos, o grande desafio é tanto a sua manutenção quanto a sua substituição. Quando um MSR é aberto, pode potencialmente levar a radioatividade ser liberada em uma zona ou espaço de contenção. ORNL, por exemplo, propôs permutadores de calor comuns de tubo em carcaça externa ao núcleo, quatro unidades de permutadores de calor por reator de 1000 MWe. No caso de qualquer vazamento de tubos, a operação não era de corrigir ou tapar tubos, mas de abrir a carcaça e retirar todo o conjunto de tubos e substituir por um novo conjunto. Só depois de um período de esfriamento seria tomada uma decisão de reparação e reutilização do conjunto, ou simples eliminação. Assim, é evidente que as técnicas de manutenção e/ou de substituição de permutadores de calor primários são um grande desafio nos projetos de MSR.

[0012] Além disso, quando a grafite ou permutadores de calor são substituídos, então o problema do seu armazenamento seguro também deve ser abordado, pois se tornarão significativamente radioativos durante a operação. Isso representa mais um desafio no projeto geral de uma usina de MSR.

[0013] Deve-se ainda destacar que a área relacionada de projetos nucleares de reatores de alta temperatura de refrigeração a sal de fluoreto (conhecidos como FHRs) tem problemas muito similares. Neste trabalho, o projeto do reator pode ser muito semelhante, mas em vez de o combustível ser o sal de fluoreto, está na forma sólida no moderador de grafite, utilizando a forma de combustível conhecida como TRISO. Neste caso, o tempo de vida limitado do grafite é também uma função do tempo de vida dos combustíveis sólidos TRISO; no entanto, todas as outras questões de projeto e os desafios são muito semelhantes ao trabalho do projeto de MSR. Em FHRs, o sal de arrefecimento primário não é tão radioativo, mas normalmente contêm alguns elementos radioativos como o trítio, e um conjunto semelhante de desafios estão presentes quando planejando usar combustíveis TRISO sólidos em bloco e, periodicamente, substituí-los. Um subconjunto dos projetos de FHR envolve o uso de uma forma de combustível em seixos que torna mais fácil a substituição de combustível sem abrir o recipiente do reator; no entanto, este tipo de projeto tem seu próprio conjunto de questões.

[0014] Portanto, melhorias em reatores nucleares são desejáveis.

DESCRIÇÃO RESUMIDA DA INVENÇÃO

[0015] A presente invenção se refere à integração dos elementos funcionais principais do moderador de grafite e recipiente de reator, e/ou permutadores de calor primários e/ou barras de controle em uma única unidade substituível, com uma densidade de energia mais elevada e mais econômica, mantendo as vantagens de uma unidade selada. Uma vez que a vida útil de tal Reator Nuclear Integral de Sal Fundido (IMSR) é atingida, por exemplo, na faixa de 3 a 10 anos, é desligado, removido e substituído como uma unidade, e esta unidade em si também pode potencialmente funcionar como o meio ou o armazenamento a longo prazo da grafite radioativa e/ou permutadores de calor e/ou as barras de controle e/ou o próprio sal de combustível. As funções de remoção de calor de decaimento e armazenamento de gás volátil emitido podem também ser integradas in situ.

[0016] Em um primeiro aspecto da presente descrição, é proporcionado um método de funcionamento de uma usina nuclear. A usina nuclear compreende um reator de sal fundido (MSR) para produzir calor, um sistema permutador de calor, e um sistema de utilização final, o sistema permutador de calor para receber o calor produzido pelo MSR e para fornecer o calor recebido ao sistema de utilização final. O método compreende os passos de: operar o MSR, o MSR compreendendo um recipiente, um núcleo moderador de grafite posicionado no recipiente, e um sal fundido que circula, pelo menos, no recipiente, o sistema permutador de calor para receber o calor a partir do sal fundido; desligar do MSR após uma operação de duração pré-determinada, para obter um MSR desligado; separar qualquer conexão operacional entre o MSR desligado e qualquer porção do sistema permutador de calor localizado no exterior do recipiente, para se obter um MSR separado, desligado; isolar o MSR separado, desligado; e conectar operacionalmente um MSR de substituição a qualquer porção do sistema permutador de calor localizado no exterior do recipiente do MSR de substituição.

[0017] Em um segundo aspecto da presente descrição, é proporcionada uma usina de energia nuclear que compreende: um reator de sal fundido (MSR) para produzir calor; um sistema permutador de calor; detectores de radioatividade posicionados do lado de fora do recipiente; mecanismos de desligamento posicionados do lado de fora do recipiente; e um sistema de utilização final. O MSR compreende um recipiente, um núcleo moderador de grafite posicionado no recipiente, e um sal fundido que circula, pelo menos, no recipiente, o sal fundido para transferir o calor produzido pelo MSR para o sistema permutador de calor, o núcleo moderador de grafite definindo um ou mais do que um furo de passagem. O sistema permutador de calor é para receber o calor produzido pelo MSR, e para fornecer o calor recebido ao sistema de utilização final. O sistema permutador de calor compreende uma pluralidade de permutadores de calor em comunicação fluida com um ou mais de um furo de passagem do núcleo moderador de grafite. Cada permutador de calor tem associado a si um respectivo detector de radioatividade. Cada detector de radioatividade é disposto para detectar radioatividade presente no sal refrigerante que circula no respectivo permutador de calor. Cada mecanismo de desligamento está disposto para desligar a circulação do sal refrigerante que circula no respectivo permutador de calor quando radioatividade para além de um valor limite é detectada pelo respectivo detector de radioatividade, no respectivo permutador de calor.

[0018] Outros aspectos e características da presente descrição, serão evidentes para os técnicos especialistas no assunto após a revisão da descrição que se segue das modalidades específicas, em conjugação com as figuras que a acompanham.

BREVE DESCRIÇÃO DOS DESENHOS

[0019] As modalidades da presente descrição serão agora descritas, a título de exemplo apenas, com referência às figuras anexas.

[0020] A Figura 1 mostra uma modalidade de um reator nuclear de sal fundido de acordo com a presente descrição.

[0021] A Figura 2 mostra uma vista de topo da modalidade da Figura 1.

[0022] A Figura 3 mostra, de acordo com a presente descrição, condutos de entrada e saída de sais fundidos dispostos para serem desligados quando a radioatividade é detectada nos condutos de sais fundidos, ou quando uma mudança de pressão é detectada nos condutos de sais fundidos.

[0023] A Figura 4 mostra outra modalidade de um reator nuclear de sal fundido de acordo com a presente descrição.

[0024] A Figura 5 mostra uma vista de topo da modalidade da Figura 4.

[0025] A Figura 6 mostra ainda outra modalidade de um reator nuclear de sal fundido de acordo com a presente descrição.

[0026] A Figura 7 mostra outra modalidade de um reator nuclear de sal fundido de acordo com a presente descrição.

[0027] A Figura 8 mostra uma modalidade adicional de um reator nuclear de sal fundido de acordo com a presente descrição.

[0028] A Figura 9 mostra um fluxograma de um método de acordo com certos exemplos da presente descrição.

[0029] A Figura 10 mostra uma usina de energia nuclear de acordo com certos exemplos da presente descrição.

DESCRIÇÃO DETALHADA DA INVENÇÃO

[0030] A presente invenção proporciona um reator integral de sal fundido (IMSR). O IMSR da presente descrição tem um núcleo de grafite que é permanentemente integrado com o recipiente do IMSR, o que significa que o núcleo de grafite está no recipiente de IMSR para o tempo de vida do IMSR. Como tal, no IMSR da presente descrição, o núcleo de grafite não é um núcleo de grafite substituível, e permanece dentro do IMSR para o tempo de vida operacional do IMSR. O núcleo de grafite é fixado rigidamente no interior do recipiente de IMSR. Vantajosamente, isto elimina a necessidade de qualquer equipamento que seria necessário para substituir o núcleo de grafite em momentos pré-determinados por um calendário pré- determinado. Outra vantagem é que o IMSR não requer qualquer porta de acesso para permitir o acesso ao núcleo de grafite para a substituição do núcleo de grafite. Uma vantagem adicional do IMSR da presente descrição é que, depois de decorrido o tempo de vida do IMSR, o IMSR serve como um recipiente de armazenamento de qualquer matéria radioativa dentro do IMSR. Os componentes do IMSR incluem o próprio recipiente do reator e quaisquer elementos de grafite do núcleo do reator. Outros componentes podem incluir os permutadores de calor primários, que podem ser instalados no recipiente do reator, durante a fabricação do IMSR. O IMSR é construído para operar (produzir eletricidade) por toda a vida do projeto, que leva em conta a expansão do núcleo de grafite do reator ao longo do tempo e da integridade estrutural do núcleo de grafite. Isto é, como mencionado acima na seção dos antecedentes da invenção, o núcleo de grafite irá, eventualmente, expandir para além do seu volume original sob o fluxo de nêutrons. A operação do MSRs na presença de tal expansão não é desejável, pois o núcleo de grafite pode sofrer quebras. O IMSR da presente descrição é simplesmente desligado e substituído após o término do seu período de vida. Outros componentes do IMSR podem incluir tubulação tais como condutos de entrada e condutos de saída do sal refrigerante, e o sistema da bomba e o impulsor para mover(bombear) o sal refrigerante (fluido de arrefecimento primário), quando uma bomba é empregada.

[0031] Em algumas modalidades da presente descrição, um IMSR que foi desligado pode simplesmente permanecer na sua zona de contenção (célula quente) que pode atuar como um dissipador de calor para o calor de decaimento gerado pelo IMSR desligado. O calor de decaimento simplesmente irradia do IMSR através da parede do recipiente do IMSR para a zona de contenção e, finalmente, para o ambiente exterior. MSRs tipicamente operam a temperaturas na região de 700 graus C, o calor radiante é muito eficaz na remoção do calor de decaimento. Além disso, para acelerar a remoção do calor de decaimento, o IMSR da presente descrição, um sal de tampão pode ser adicionado na zona de contenção para cercar o IMSR; isto permite que uma extração mais rápida do calor a partir do IMSR para a zona de contenção. Em certas modalidades, o IMSR pode ter tampão congelado de sal que pode ser derretido para permitir a fuga de refrigerante primário para tanques de remoção de calor de decaimento.

[0032] Em outra modalidade, durante a operação do IMSR e após desligamento do IMSR, o IMSR pode ser uma unidade estanque que simplesmente retém os gases de fissão produzidos no interior do recipiente selado do IMSR ou, os gases de fissão podem ser lentamente libertados para qualquer sistema de tratamento de gases de fissão adequado.

[0033] A Figura 1 mostra a vista frontal de uma modalidade de um IMSR 90 da presente descrição. 100 é o próprio recipiente do reator feito de Hastelloy N, uma liga de elevado teor de níquel, ou de qualquer outro material adequado tal como a liga TZM de molibdênio (liga de titânio- zircônio-molibdênio). O recipiente do reator 100 pode ser referido como um recipiente de reator selado no sentido de que qualquer núcleo de grafite no interior do recipiente do reator 100 é aí selado; isto é, é para permanecer dentro do recipiente do reator 100, e não ser substituído durante a vida operacional do IMSR. Como o IMSR 100 da presente descrição pode ter uma vida útil curta de cerca de 5 anos, as paredes do recipiente do reator 100 podem ser mais finas do que o necessário para MSRs que têm uma vida útil projetada de 30+ anos, e pode ser permitido operar em uma muito maior fluência de nêutrons, ou a uma temperatura de funcionamento mais elevada do que tais MSRs vida longa. 102 mostra o núcleo ou da região do núcleo, que pode ser uma simples massa de grafite definindo canais 115 para um sal de combustível fundido 108 fluir através. O núcleo 102 também pode ser referido como região de núcleo, um núcleo moderador de grafite, e um núcleo moderador de grafite de nêutrons. Como o núcleo 102 da modalidade da Figura 1 não necessita de ser substituído, a construção do núcleo 102 pode ser simplificada na medida em que não necessita de quaisquer características estruturais que permitam e/ou facilitem a sua remoção do recipiente 100, ou a sua substituição. 104 mostra um refletor (refletor de nêutrons) para refletir os nêutrons em direção ao núcleo 102, e para proteger a unidade de permutador de calor primária 106 do fluxo excessivo de nêutrons. O refletor 104 pode ser opcional. Na ausência do refletor 104, qualquer estrutura metálica, por exemplo, os condutos e os permutadores de calor localizados no IMSR acima do núcleo 102 poderiam sofrer danos de nêutrons. O refletor 104 pode ser feito de aço inoxidável, uma vez que não serve nenhum propósito estrutural, e assim os danos de irradiação do refletor 104 são de pouco interesse. O refletor 104 tem canais 99 ou tubagens nele definidos para permitir que o sal de combustível fundido 108 possa fluir a partir do permutador de calor principal 106, através dos canais 115 definidos pelo núcleo 102. Os canais 115 podem ter variações tanto de diâmetro ou de passo do reticulado em diferentes áreas do núcleo 102 para criar, por exemplo, uma região sub-moderada, bem como uma zona refletora exterior no grafite, como seria compreendido por pessoas treinadas na área. No exemplo de MSR da Figura 1, o fluxo do sal de combustível fundido 108 no recipiente 100 é mostrado pelas setas 109.

[0034] A unidade de permutador de calor principal 106 tem uma abertura 117 que recebe o sal de combustível 108 fornecido pelo eixo de acionamento e unidade de impulsor 116, que é acionado por uma bomba 118. A unidade de permutador de calor principal 106 contém uma série de permutadores de calor. Tal permutador de calor é mostrado no número de referência 119. Cada permutador de calor 119 está ligado a um conduto de entrada 114 e um conduto de saída 112, que propagam um sal refrigerante 113 (que também pode ser referido como um sal refrigerante secundário) a partir do lado de fora do recipiente 100, através do permutador de calor 119, para o exterior do recipiente 100. O sal refrigerante 113 flui através do conduto de entrada 114, permutador de calor 119, e conduto de saída 112 na direção representada pelas setas 111. O sal refrigerante 113 recebe calor do permutador de calor 119 que recebe o calor a partir do sal de combustível 108 que flui sobre ou circula à volta do permutador de calor 119. O sal refrigerante secundário 113 é bombeado por uma bomba ou sistema de bombeamento (não mostrado). Para fins de clareza, o permutador de calor 119 é mostrado como um conduto reto que liga o conduto de entrada 114 ao conduto de saída; no entanto, como será compreendido pelo trabalhador qualificado, o permutador de calor 119 pode ser de qualquer forma adequada e pode incluir qualquer número de condutos conectando o do conduto de entrada 114 ao conduto de saída 112.

[0035] A unidade de permutador de calor 106, os permutadores de calor 119 que a compõem, e os condutos de entrada 114 e condutos de saída 112 ligados aos permutadores de calor 119 são todos parte de um sistema permutador de calor que é usado para transferir calor do IMSR para um sistema ou aparelho, tal como, por exemplo, um gerador de vapor. Tal sistema permutador de calor é mostrado em outra parte da descrição, em relação a uma usina de energia nuclear. Os condutos de entrada 114 e os condutos de saída 112 são operacionalmente ligados a um sistema de bomba - não representado - que é também parte do sistema permutador de calor. O sistema de bomba circula o sal refrigerante através dos condutos de entrada 114, dos condutos de saída 112, e dos permutadores de calor 119. Os condutos de entrada 114 e os condutos de saída 112 podem ser operacionalmente ligados aos permutadores de calor adicionais que fornecem o calor do sal refrigerante em circulação nos permutadores de calor 119, nos condutos de entrada 114 e nos condutos de saída 112 a outro meio, tal como, por exemplo, um outro fluido tal como água.

[0036] No exemplo da Figura 1, o sistema permutador de calor é, em parte, compreendido no recipiente 100, pois os permutadores de calor 119 e uma porção do conduto de entrada 114 e do conduto de saída 112 estão no interior do recipiente 100. Além disso, o sistema permutador de calor está, em parte, no exterior do recipiente 100, pois outra porção do conduto de entrada 114 e do conduto de saída 112 está do lado de fora do recipiente 100, assim como o sistema de bomba acima mencionado e quaisquer permutadores de calor adicionais.

[0037] Além disso, no exemplo da Figura 1, o sal de combustível fundido só circula no recipiente 100. Isto é, em condições normais de funcionamento, isto é, as condições em que não ocorre quebra do equipamento, o sal de combustível fundido 108 não deixa o recipiente 100.

[0038] O IMSR 90 está posicionado em uma célula quente, cuja função é impedir que a radiação ou elementos radioativos, presentes ou gerados no IMSR 90, atravessem as paredes celulares. Tal parede celular de células quentes é mostrada no número de referência 130. O conduto de saída 112, e o conduto de entrada 114, podem passar através da abertura na parede da célula quente 130 e podem chegar a um permutador de calor secundário (não ilustrado) que dá calor, quer a um terceiro ciclo de fluido de trabalho ou para os meios finais de trabalho tais como vapor ou gás.

[0039] O nível de sal de combustível fundido 108 no interior do recipiente do reator é mostrado pelo número de referência 122. Gases de fissão se juntarão acima deste nível de líquido 112, e podem ser retidos no recipiente 100 ou serem deixados para transitar, através de um conduto de saída de gás 120, para uma área de sequestro de gás emitido (não retratada). Estes gases emitidos podem ser movidos para a área de captura por um sistema de arrastamento a hélio (não representado).

[0040] Um exemplo das dimensões do MSR da Figura 1 pode ser de 3,5 metros de diâmetro, 7 a 9 metros de altura, e pode fornecer uma energia total de 400 MWtérmico (até cerca de 200MWelétrico). Esta densidade de potência daria um tempo de vida da grafite e, assim, um tempo de vida de projeto do IMSR de algures entre 5 e 10 anos. Estas dimensões do IMSR 90 fazem com que o transporte e substituição do IMSR 90 sejam gerenciáveis, e a densidade de potência permite muitos anos de uso de qualquer grafite empregada. A geometria do núcleo 102 e recipiente 100 pode ser cilíndrica.

[0041] A Figura 2 mostra uma vista de cima para baixo do topo de um exemplo de um IMSR da presente descrição. A Figura 2 mostra o motor da bomba 118 e o conduto de saída de gás 120. Assim, a Figura 2 mostra uma série de quatro condutos de entrada 114 e quatro condutos de saída 112 que passando a partir do recipiente do reator 100 através da parede da célula quente primária 130. Quatro pares separados de linhas (um par de linhas tem um conduto de entrada 114 e um conduto de saída 112) estão representados; contudo, qualquer número apropriado de tais pares de linhas (e permutador de calor associado 119) está também dentro do escopo da presente descrição. Cada par de linhas está ligado a um permutador de calor compreendido no permutador de calor 106.

[0042] Uma vantagem de manter os permutadores de calor primários dentro do IMSR e simplesmente substituir o IMSR após o seu período de vida útil, é que não é necessário desenvolver técnicas para a reparação, remoção e/ou substituição de permutadores de calor. No entanto, devem ser feitos planos para falhas potenciais e fugas entre o sal de combustível primário e refrigerante secundário. Por compartimentar a unidade de permutadores de calor primária 106 em vários permutadores de calor independentes 119, qualquer falha dos permutadores de calor 119 e/ou vazamento de sal de combustível fundido 108 no refrigerante 113 pode ser gerida de forma eficaz.

[0043] A Figura 3 mostra uma modalidade de um arranjo de desconexão para cortar o fluxo do refrigerante secundário 113 através dos condutos de entrada de 114 e condutos de saída 112 na direção das setas indicadas por 111. Para fins de clareza, apenas um par de linhas (um conduto de entrada 114 e um conduto de saída 112) é mostrado na Figura 3. No exemplo da Figura 3, um detector de radioatividade 300, por exemplo, um contador Geiger, é colocado ao lado de um conduto de saída 112 e pode detectar qualquer fuga de sal combustível primário radioativo para dentro do conduto de saída 112. Quando radioatividade para além de um nível pré-determinado é detectada pelo detector de radioatividade 300, um controlador 301 ligado ao detector de radiação 301 controla os mecanismos de desligamento 304 que estão ligados ao conduto de saída 112 e ao conduto de entrada 114, para fechar o conduto de saída 112 e o seu correspondente conduto de entrada 114. Os mecanismos de desligamento são para isolar o permutador de calor individual 119 (não mostrado na Figura 2), ligado ao conduto de entrada 114 agora fechado e conduto de saída 112. Os mecanismos de desligamento304 podem ser também para cortar a ligação física ao longo do conduto de entrada 114 e do conduto de saída 112. Os mecanismos de desligamento podem incluir qualquer tipo adequado de válvulas de fecho e qualquer tipo adequado de dispositivos de engaste, este último para engatar o conduto de entrada 114 e o conduto de saída 112. Além disso, se ocorrer uma fuga de fluido de arrefecimento secundário 113 para o sal de combustível fundido 108, pode ser detectada por medição de uma queda de pressão, usando um ou mais detectores de pressão 303 montados em ou de outro modo operacionalmente ligados ao conduto de entrada 114, ao conduto de saída 112, ou ambos. Um ou mais detectores de pressão estão operacionalmente ligados ao controlador 301, que pode ativar os mecanismos de desligamento 304 após a determinação de que ocorreu uma queda de pressão (ou qualquer alteração anormal na pressão) no sal refrigerante 113 circulando no conduto de entrada 114, no conduto de saída 112, ou em ambas.

[0044] Ao escolher sais de veículo primários compatíveis para o sal de combustível fundido 108 e para o sal refrigerante secundário 113, a mistura destes fluidos pode ser tolerada. Por exemplo, se o sal de veículo primário é LiF-BeF2 e/ou NaF-BeF2, então um sal refrigerante secundário de LiF-BeF2 e/ou NaF-BeF2 seria compatível com o sal de veículo primário em casos de mistura limitada, ou seja, em casos em que o volume de sal refrigerante 113 vazado no sal de combustível fundido 108 é tolerável em termos de seus efeitos sobre a produção e absorção de nêutrons. Por ter muitos, talvez 4, mas mesmo até 10 ou mais pares de condutos de entrada/condutos de saída (e correspondentes permutadores de calor 119), a perda de um ou mais permutadores de calor individuais pode ter pouca influência na capacidade global para transferir calor a partir do unidade de permutador de calor primária 106 para o sal líquido refrigerante 113, pois os outros pares restantes de condutos de entrada/condutos de saída podem simplesmente tomar a carga de troca de calor adicional, ou o IMSR pode diminuir sua potência ligeiramente. Os permutadores de calor são diferentes de muitos outros sistemas em que existe muito pouca economia de escala de modo que 10 pares menores de entrada/saídas ou feixes de tubos não terão um custo combinado muito mais alto do que uma unidade grande.

[0045] A Figura 4 mostra outra modalidade de um IMSR 92 de acordo com a presente descrição. Tal como no IMSR 90 da Figura 1, o IMSR 92 da Figura 4 compreende um recipiente 100, um refletor 104 e um núcleo 102. Além disso, o IMSR 92 compreende uma barra de controle 400 (que pode ser opcional), e uma série de unidades de permutadores de calor 106. Cada unidade de permutadores de calor tem um eixo de acionamento e unidade de impulsor 116 para bombear o sal de combustível fundido 108 através das unidades de permutadores de calor 106. Para fins de clareza, os motores das bombas que impulsionam as unidades de eixo e de impulsor 116 não são mostradas. Também para fins de clareza, condutos de entrada e condutos de saída propagando um sal refrigerante através das unidades de permutadores de calor 106 não são mostradas.

[0046] O sal de combustível fundido 108, que é bombeado através das unidades de permutador de calor 106, é dirigido para baixo, na direção da periferia do núcleo 102 por uma estrutura defletora 402. O sal de combustível fundido escoa para baixo do recipiente 100 e, em seguida, para cima através dos canais 115 do núcleo 102. Embora os dois canais 115 sejam mostrados na Figura 4, qualquer número adequado de canais 115 está dentro do escopo da presente descrição.

[0047] A Figura 5 mostra uma vista superior em corte transversal do MSR 92 mostrado na Figura 4. A vista superior da Figura 5 mostra 8 unidades de permutador de calor 106, tendo cada uma delas um conduto de entrada 114, um conduto de saída 112, e um eixo da bomba e unidade de impulsor 116. Também é mostrada a barra de controle 400.

[0048] A Figura 6 mostra uma vista em perspectiva lateral do IMSR da Figura 4. O IMSR 92 compreende seis unidades de permutador de calor 106, tendo cada uma delas um conduto de entrada 114, um conduto de saída 112, e unidade de eixo e impulsor 116. As unidades de permutador de calor 106 estão posicionadas acima do núcleo de 102 e cerca de um eixo longitudinal do recipiente, o eixo longitudinal sendo paralelo à barra de controle 400. A direção do fluxo do sal de combustível fundido 108 está indicado pela seta 109. Depois de sair dos permutadores de calor individuais 106, o combustível fundido 108 escoa obliquamente para baixo, guiado pela estrutura defletora 402 e, opcionalmente, por divisórias 404 que separam as saídas das unidades de permutadores de calor individuais.

[0049] O fluxo de sal de combustível fundido 108 através do núcleo 102 pode ser em sentidos diferentes em diferentes modalidades, por exemplo, para cima, como mostrado na modalidade da Figura 1, ou para baixo, conforme mostrado na modalidade da Figura 4. Existem vantagens e desvantagens para ambas as direções de fluxo para cima e para baixo. Um fluxo ascendente através do núcleo, como mostrado na Figura 4 tem a vantagem de ser na mesma direção que a circulação natural, mas pode tornar a utilização de bombas (as bombas de bombear o sal refrigerante através das unidades de permutador de calor) ligeiramente mais difícil para dirigir o fluxo através dos permutadores de calor primários.

[0050] Em algumas modalidades da presente descrição, as bombas e as unidades do eixo e do impulsor podem ser omitidas, e o MSR pode usar em vez disso a circulação natural para fazer circular o sal de combustível fundido 108. Como tal, as bombas e as unidades do eixo e do impulsor podem ser opcionais em modalidades onde a circulação natural basta para circular o sal de combustível fundido 108. A Figura 7 mostra uma modalidade em que a circulação natural do sal de combustível fundido 108 é utilizada. O MSR 94 da Figura 7 é semelhante ao MSR 92 da Figura 6, com a exceção de que não são necessárias bombas ou unidades de eixo e de impulsor. Pelo contrário, o sal de combustível fundido 108 presente nos canais 115 aquece através da reação de cisão nuclear e flui para cima em direção da região superior do recipiente 100. Uma vez fora dos canais 115, o sal fundido esfria e começa a fluir para baixo, através dos permutadores de calor 105, e em direção da parte inferior do recipiente 100, onde o sal de combustível fundido arrefecido reentra nos canais a serem aquecidos.

[0051] A Figura 8 mostra outra modalidade de um IMSR de acordo com a presente descrição. O IMSR 96 da Figura 8 tem um recipiente 100, no qual está posicionado um núcleo moderador de grafite 102, o qual pode ter um ou mais canais 115 nele definidos. O recipiente 100 está ligado a uma unidade de permutador de calor 106 que está localizada no exterior do recipiente 100. A unidade de permutador de calor 106 contém uma pluralidade de permutadores de calor (não mostrados); cada permutador de calor inclui um conduto de entrada 114 e um conduto de saída 112 que circulam o sal refrigerante através do permutador de calor. Cada conduto de entrada 114 e conduto de saída 112 é operacionalmente ligado a um sistema de bomba de sal refrigerante (não mostrado). O conduto de entrada 114 e o conduto de saída 112 são mostrados atravessando uma parede da célula quente 130. O recipiente 100 é ligado à unidade de permutador de calor 106 através dos condutos 700 e 702. Uma bomba 704 circula um sal de combustível fundido 706 ao longo do recipiente 100, dos canais 115, e do permutador de calor 106. A mesma configuração do detector de radioatividade, dos detectores de pressão 303, dos mecanismos de desligamento e do controlador mostrado na Figura 3, pode também ser aplicada à modalidade da Figura 8.

[0052] Com o núcleo moderador de grafite 102 atingindo o seu tempo de vida operacional, os condutos 700 e 702 podem ser separados para fisicamente desconectar o recipiente 100 a partir do resto do IMSR. Depois de selar a porção cortada dos condutos 700 e 702 ligados ao recipiente 100, o recipiente 100 pode ser disposto em uma instalação de confinamento e um novo recipiente com um novo núcleo moderador de grafite pode ser ligado aos condutos 700 e 702.

[0053] As modalidades de IMSR mostradas nas Figuras 1 a 8 foram descritas como possuindo um sal de combustível fundido (108 ou 706) circulando no seu interior. Contudo, modificações nas modalidades das Figuras 1 a 8 permitiria que os IMSRs aí mostrados operassem com um combustível nuclear sólido compreendido dentro do núcleo 102 em vez de ser compreendido no sal de combustível fundido. Por exemplo,na modalidade da Figura 1, o sal de combustível fundido pode ser substituído por um sal fundido livre de combustível (livre de combustível nuclear), e o núcleo 102 pode compreender combustíveis nucleares sólidos tais como combustíveis TRISO. Além disso, como não serão emitidos gases de fissão com tais IMSRs de combustível sólido, não haveria nenhuma necessidade para o conduto de saída de gás 120. Conforme descrito anteriormente, no entanto, existem vantagens semelhantes à invenção de integrar um núcleo de combustível sólido selado na unidade IMSR substituível.

[0054] A Figura 9 mostra um exemplo de uma usina de energia nuclear 2000 que inclui um MSR 2002 como qualquer um dos IMSRs 90, 92, 94 e 96 descritos acima em relação àsFiguras 1, 4, 6, 7 e 8. O MSR 2002 gera calor e fornece ocalor gerado a um sistema permutador de calor 2004. O sistema permutador de calor 2004 pode incluir a unidade de permutador de calor 106, disposta no recipiente 100, que também inclui um núcleo moderador de grafite 102 e é discutida acima em relação às Figuras 1, 4, 6, e 7. No que diz respeito ao MSR 96 mostrado na Figura 8, o sistema permutador de calor 2004 pode incluir a unidade de permutador de calor 106, que está localizada no exterior do recipiente 100 que inclui o núcleo moderador de grafite 102. Adicionalmente, o sistema permutador de calor 2004 da Figura 9 pode incluir permutadores de calor adicionais que recebem o calor a partir das unidades acima assinaladas do permutador de calor 106. A usina nuclear 2000 da Figura 9 inclui um sistema de utilização final 2006, que recebe calor do sistema permutador de calor 2004 e usa o calor para fazer o trabalho. Por exemplo, o sistema de utilização final 2006 pode incluir um aparelho permutador de calor que transporta o calor recebido do sistema permutador de calor 2004 e um aparelho industrial que utiliza esse calor. Um exemplo de tal aparelho industrial inclui um forno de cimento. Em outras modalidades, o sistema de utilização final 2006 pode incluir um gerador de vapor que utiliza o calor recebido do sistema permutador de calor 2004, para produzir vapor que aciona um sistema de turbina, que pode ser usada para alimentar um gerador elétrico. Em outras modalidades, o sistema de utilização final 2006 pode incluir um gerador de vapor que utiliza o calor recebido do sistema permutador de calor 2004, para produzir vapor que é utilizado para a extração de betume a partir de areias betuminosas (por exemplo, drenagem por gravidade assistida a vapor).

[0055] A Figura 10 mostra um fluxograma de um método de acordo com certos exemplos da presente descrição. O método mostrado na Figura 10 é um método de funcionamento de uma usina nuclear. A usina nuclear compreende um MSR que gera calor (energia térmica) e um sistema permutador de calor. O MSR compreende um recipiente, um núcleo moderador de grafite posicionado no recipiente, e um sal fundido que circula, pelo menos, no recipiente. O MSR aquece o sal fundido e o sistema permutador de calor recebe o calor a partir do sal fundido.

[0056] O processo da Figura 10 inclui, na ação 1000, operar o MSR sob condições de operação pré-determinadas. Na ação 1002, o MSR é desligado após um período de operação pré-determinado. A duração pré-determinada de operação é determinada em relação à manutenção da integridade estrutural do núcleo moderador de grafite posicionado no recipiente de MSR e em relação às condições de operação sob as quais o MSR opera. Para um dado núcleo moderador de grafite, quando as condições de operação pré-determinadas são de tal modo que o núcleo moderador de grafite é submetido a baixas densidades de potência de pico e a baixas densidades de potência médias, a duração de operação pré-determinada será maior do que quando as condições de operação pré- determinadas são tais que o núcleo moderador de grafite é submetido a altas densidades de potência de pico e a altas densidades de potência médias. Um MSR tendo uma densidade de potência de pico de 20 MWtérmico/m3 resultaria na duração pré-determinada da operação como sendo de cerca de 11,5 anos quando operando a plena capacidade, e cerca de 15 anos quando operando a 75% da capacidade. Prevê-se que o tempo de funcionamento (duração) de um MSR prático será de menos do que 15 anos, e deste modo, terão uma densidade de potência de pico superior a 20MWtérmico/m3.

[0057] Na ação 1004, quaisquer ligações operacionais entre o MSR desligado e qualquer parte do sistema permutador de calor localizado fora do recipiente são cortadas. Isso resulta em um MSR separado, desligado. Na ação 1004, qualquer tipo de conduto ligada ao MSR e utilizada para transferir o calor do MSR para qualquer parte do sistema permutador de calor localizado no exterior do recipiente é separada.

[0058] Na ação 1006, o MSR separado, desligado é removido em uma área de remoção, que pode ser na própria usina de energia nuclear ou em qualquer outro lugar adequado, como, por exemplo, minas abandonadas, etc. Na ação 1008, um novo MSR pode ser ligado a qualquer parte da porção do sistema permutador de calor localizado no exterior do recipiente do novo MSR.

[0059] Uma vez que a vida útil de operação (vida útil projetada) do IMSR é atingida, o reator é desligado por, por exemplo, utilização de uma barra de controle (barra de desligamento) ou pela drenagem do sal de combustível fundido 108 para armazenamento externo. As linhas de refrigerante podem ser seladas e/ou crimpadas e desligadas juntamente com outras linhas, como as linhas de saída de gás. Depois de desligar essas linhas, o IMSR gasto, ou seja, o recipiente do IMSR e todos os segmentos de conduto restantes a ele ligados podem ser removidos, por exemplo, usando uma grua. Essas operações podem ser feitas após um período de esfriamento in situ para a diminuição dos níveis de radiação. Em tal modo, provavelmente a próxima unidade (isto é, o IMSR de substituição) pode ser montada adjacente ao IMSR gasto de tal modo que, a longo prazo, enquanto que um aparelho funciona, o outro está esfriando e, em seguida, substituído antes da unidade de operação ter terminado seu ciclo. Usar um guindaste para a remoção pode envolver algum mecanismo para romper a célula quente primária. O motor da bomba, se utilizado, é um componente que pode ser reciclado, por exemplo, cortando-o a partir do eixo. O resto da unidade pode ser transferido para fora do local ou para outra área da usina nuclear, talvez até mesmo dentro da célula quente primária. Como opção, o aparelho pode também ser utilizado para o armazenamento de curto, médio ou longo prazo, mesmo do próprio sal de combustível primário, talvez após alguns ou todos os actinídeos serem removidos para reciclagem ou armazenamento alternativo. Assim, a unidade pode funcionar bem como um dispositivo de armazenamento e/ou eliminação para a grafite interna, permutadores de calor primários e mesmo do próprio sal. Em algum momento, uma decisão sobre a remoção de longo prazo teria de ser feita, mas potencialmente toda a unidade poderia ser levada para um local subterrâneo, tal como uma perfuração profunda feita no local, ou transportada para uma caverna de sal para remoção segura de longo prazo.

[0060] Alguns comentários sobre a viabilidade econômica global são talvez úteis, uma vez que vai contra a lógica muitas vezes imposta de tentar obter a vida de serviço mais longa possível de todos os componentes. As vantagens parecem superar, em muito, qualquer penalização econômica da diminuição do tempo de amortização de capital. Em primeiro lugar, pode haver pouca alteração na necessidade global de grafite ao longo do tempo de vida útil da usina nuclear em si, como seria compreendido por pessoas treinadas na área. Em segundo lugar, os componentes que agora que têm uma vida útil mais curta, como o recipiente do reator e/ou permutadores de calor primários normalmente representam apenas uma pequena fração dos custos da usina nuclear. Em estudos de Oak Ridge National Laboratories, tais como em ORNL 4145 o custo do recipiente de reator e permutadores de calor primários foram somente cerca de 10% do custo da usina. A capacidade de reduzir o custo desses itens pelas grandes simplificações permitidas por ter uma unidade substituível selada parece mais do que compensar o tempo de amortização reduzido. Quando os custos de pesquisa e desenvolvimento reduzidos são levados em conta, a vantagem deste projeto divulgado parece clara.

[0061] Na descrição anterior, para fins de explicação, numerosos detalhes são apresentados a fim de proporcionar uma compreensão completa das modalidades. No entanto, será evidente para um técnico especialista no assunto que estes detalhes específicos não são necessários.

[0062] As modalidades acima descritas destinam-se a serem apenas exemplos. Alterações, modificações e variações podem ser efetuadas às modalidades particulares pelos técnicos especialistas no assunto sem afastamento do escopo, a ser definido apenas nas reivindicações em anexo.

Claims (9)

1. Método de operação de uma usina de energia nuclear, a usina de energia nuclear 2000 compreendendo um reator de sal fundido (MSR) para produzir calor, um sistema permutador de calor e um sistema de utilização final 2006, o sistema permutador de calor 2004 adequado para receber calor produzido pelo MSR e para fornecer o calor recebido para o sistema de utilização final 2006 caracterizado por compreender as etapas de:operar 1000 o MSR, o MSR compreendendo um recipiente 100, um núcleo moderador de grafite 102 posicionado no recipiente 100, e um sal fundido que circula, pelo menos, no recipiente 100, o sistema permutador de calor 2004 tendo uma porção interna localizada dentro do recipiente e uma porção externa localizada fora do recipiente, a porção interna tendo uma pluralidade de permutadores de calor, cada permutador de calor tendo um conduto de entrada e um conduto de saída, cada conduto de entrada e cada conduto de saída se estendendo a partir de cada respectivo permutador de calor através do recipiente, em direção à porção externa do sistema permutador de calor, e conectar cada respectivo permutador de calor à porção externa do sistema permutador de calor, o recipiente sendo selado para integrar, de forma permanente, o núcleo de grafite no recipiente; desligar 1002 o MSR após uma operação de duração pré- determinada para obter um MSR desligado;separar 1004 qualquer conexão operacional entre os condutos de entrada e os condutos de saída do MSR desligado e a porção externa do sistema permutador de calor 2004 para se obter um MSR separado, desligado;isolar 1006 o MSR separado, desligado; econectar operacionalmente um MSR de substituição 1008 à porção externa do sistema permutador de calor 2004 localizado fora do recipiente 100 do MSR de substituição.

2. Método, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por, antes de desligar o MSR, o MSR ser operado para fornecer uma densidade de potência do núcleo de pico de pelo menos 20MW/m3.

3. Método, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por o isolamento do MSR separado, desligado, ser precedido por uma etapa de deixar o MSR separado, desligado, no lugar para permitir que o MSR separado, desligado esfrie pelo decaimento radioativo de elementos radioativos presentes no MSR separado, desligado.

4. Método, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por o núcleo moderador de grafite 102 ter uma duração de operação de dano para além da qual o núcleo moderador de grafite 102 torna-se danificado, a operação de duração pré-determinada sendo mais curta do que a duração de operação de dano do núcleo.

5. Método, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por:o sal de combustível ser um sal de combustível fundido 108;a usina de energia nuclear 2000 compreender ainda detectores de radioatividade e mecanismos de desligamento 304;o núcleo moderador de grafite 102 definir um ou mais de um furo de passagem; eem que o MSR compreende ainda:um sistema de bomba para bombear o sal de combustívelfundido 108 através da unidade de permutador de calor 106 eatravés de um ou mais de um furo de passagem do núcleo moderador de grafite 102, os permutadores de calor sendo dispostos na unidade de permutador de calor 106 para terem o combustível fundido fluindo pelo mesmo;em que cada permutador de calor 119 tem associado ao mesmo um respectivo detector de radioatividade 300, cada detector de radioatividade 300, estando disposto para detectar a radioatividade presente no sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119; eem que cada permutador de calor 119 tem associado ao mesmo um respectivo mecanismo de desligamento, estando disposto para desligar a circulação do sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119;o método compreendendo ainda, antes de desligar o MSR, ativar o mecanismo de desligamento de um permutador de calor particular 119 quando a radioatividade para além de um valor limite é detectada pelo detector de radioatividade 300 do permutador de calor particular 119 no permutador de calor particular 119.

6. Método, de acordo com a reivindicação 5, caracterizado por:a usina de energia nuclear 2000 compreender ainda um sistema de monitoramento de pressão, cada permutador de calor 119 sendo operacionalmente conectado ao sistema de monitoramento de pressão, o sistema de monitoramento de pressão sendo adequado para monitorar a pressão do sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119;o método compreendendo ainda, antes de desligar o MSR, ativar o mecanismo de desligamento do permutador de calor particular 119 quando o sistema de monitoramento de pressão detectar uma variação de pressão no permutador de calor particular 119.

7. Método, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por:o sal de combustível ser um sal de combustível fundido 108;a usina de energia nuclear 2000 compreender ainda detectores de radioatividade e mecanismos de desligamento 304;o núcleo moderador de grafite 102 definir um ou mais de um furo de passagem; eo sistema permutador de calor 2004 compreender ainda:permutadores de calor dispostos no recipiente 100, sobre um eixo longitudinal do recipiente 100, cada permutador de calor 119 tendo um sal refrigerante 113 circulando no mesmo, cada permutador de calor 119 sendo operacionalmente conectado ao gerador elétrico, os permutadores de calor estando em comunicação fluida com um ou mais de um furo de passagem do núcleo moderador de grafite 102, os permutadores de calor definindo uma abertura por cima do núcleo moderador de grafite 102; em queo MSR compreende ainda:um sistema de bomba para bombear o sal de combustívelfundido 108 através da unidade de permutador de calor 119 eatravés de um ou mais de um furo de passagem do núcleo moderador de grafite 102, os permutadores de calor estando dispostos na unidade de impulsor 116 para terem o combustível fundido fluindo neles;uma estrutura defletora 402 posicionada no recipiente 100 entre os permutadores de calor e o núcleo moderador de grafite 102, a estrutura defletora 402 disposta para orientar o fluido de sal fundido que escoa para baixo no recipiente 100 e para fora dos permutadores de calor, ao longo de uma periferia exterior do núcleo moderador de grafite 102;em que cada permutador de calor 119 tem associado ao mesmo um respectivo detector de radioatividade 300, cada detector de radioatividade 300 estando disposto para detectar a radioatividade presente no sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119,em que cada permutador de calor 119 tem associado ao mesmo um respectivo mecanismo de desligamento disposto para desligar a circulação do sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119 quando a radioatividade para além de um valor limite é detectada pelo respectivo detector de radioatividade 300, no respectivo permutador de calor 119;o método compreendendo ainda ativar o mecanismo de desligamento de um permutador de calor particular 119 quando a radioatividade para além de um valor limite é detectada pelo detector de radioatividade 300 do permutador de calor particular 119, no permutador de calor particular 119.

8. Método, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por:o sal de combustível ser um sal de combustível fundido 108;a usina de energia nuclear 2000 compreender ainda detectores de radioatividade e mecanismos de desligamento 304;o núcleo moderador de grafite 102 definir um ou mais de um furo de passagem; eo sistema permutador de calor 2004 compreender ainda:permutadores de calor dispostos no recipiente 100, por cima do núcleo moderador de grafite 102 e em torno de um eixo longitudinal do recipiente 100, cada permutador de calor 119 tendo um sal refrigerante 113 circulando no mesmo, cada permutador de calor 119 sendo operacionalmente conectado ao gerador elétrico, estando os permutadores de calor em comunicação fluida com um ou mais de um furo de passagem do núcleo moderador de grafite 102, os permutadores de calor definindo uma abertura por cima do núcleo moderador de grafite 102; em queo MSR compreender ainda:uma estrutura defletora 402 posicionada no recipiente 100, entre os permutadores de calor e o núcleo moderador de grafite 102, a estrutura defletora 402 disposta para orientar o fluido de sal fundido que escoa para baixo no recipiente 100 e para fora dos permutadores de calor, ao longo de uma periferia exterior do núcleo moderador de grafite 102;em que cada permutador de calor 119 tem associado ao mesmo um respectivo detector de radioatividade 300, cada detector de radioatividade 300 disposto para detectar a radioatividade presente no sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119;em que cada permutador de calor 119 tem associado ao mesmo um respectivo mecanismo de desligamento disposto para desligar a circulação do sal refrigerante 113 que circula no respectivo permutador de calor 119 quando a radioatividade para além de um valor limite é detectada pelo respectivo detector de radioatividade 300, no respectivo permutador de calor 119;em que o sal de combustível fundido 108 circula nos permutadores de calor e no núcleo moderador de grafite 102 através da circulação natural causada pelo aquecimento do sal de combustível fundido sendo aquecido, conforme atravessa o moderador de grafite e, por resfriamento, conforme o sal de combustível fundido 108 atravessa os permutadores de calor;o método compreendendo ainda ativar o mecanismo de desligamento de um permutador de calor particular 119 quando a radioatividade para além de um valor limite é detectada pelo detector de radioatividade 300 do permutador de calor particular 119, no permutador de calor particular 119.

9. Método, de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 8, caracterizado por o MSR compreender ainda um refletor de nêutrons 104 posicionado no recipiente 100, entre o núcleo moderador de grafite 102 e a unidade de permutador de calor 119.

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