ASME STP-NU-009-2008 Grafito para reactores nucleares refrigerados por gas de alta temperatura normas y especificaciones

Alcance: Este documento presenta la información básica relativa a la producción de grafito a granel, su estructura, sus propiedades químicas, sus propiedades físicas y su comportamiento ante la irradiación de neutrones. Se revisan brevemente las características del grafito a granel, su fabricación, propiedades y comportamiento de irradiación, así como una nueva generación de grados nucleares. También se presenta una descripción general de los diseños de reactores refrigerados por gas moderados con grafito. El informe sirve como resumen del seminario de capacitación sobre grafito nuclear realizado durante la semana del Código ASME para calderas y recipientes a presión, del 30 de octubre al 3 de noviembre de 2006, en Louisville, KY. No existe un código universalmente aceptado para el diseño de estructuras moderadoras de grafito. La historia de los reactores moderados por grafito se remonta desde sus inicios en 1942 hasta la puesta en funcionamiento más reciente en 1989. Durante los años transcurridos, los avances han continuado, especialmente en el área de los reactores de alta temperatura refrigerados por helio. Se pusieron en funcionamiento reactores de prueba prismáticos de 30 MWth y de lecho de guijarros de 10 MWth en Japón y China, respectivamente.

ASME STP-NU-009-2008 Historia

2008 ASME STP-NU-009-2008 Grafito para reactores nucleares refrigerados por gas de alta temperatura