Molti tipi di reattori sono stati considerati inizialmente; tuttavia, l’elenco è stato ridimensionato per concentrarsi sulle tecnologie più promettenti e su quelle che potrebbero molto probabilmente soddisfare gli obiettivi dell’iniziativa Gen IV. Tre sistemi sono nominalmente reattori termici e quattro sono reattori veloci. Il reattore ad altissima temperatura (VHTR) è anche oggetto di ricerca per fornire potenzialmente calore di processo di alta qualità per la produzione di idrogeno. I reattori veloci offrono la possibilità di bruciare attinidi per ridurre ulteriormente i rifiuti e di essere in grado di “generare più carburante” di quello che consumano., Questi sistemi offrono progressi significativi in termini di sostenibilità, sicurezza e affidabilità, economia, resistenza alla proliferazione (a seconda della prospettiva) e protezione fisica.

Reattori termicimodifica

Un reattore termico è un reattore nucleare che utilizza neutroni lenti o termici. Un moderatore di neutroni viene utilizzato per rallentare i neutroni emessi dalla fissione per renderli più probabilità di essere catturati dal carburante.,

Very-high-temperature reactor (VHTR)Edit

Il concetto di very-high-temperature reactor (VHTR) utilizza un nucleo moderato di grafite con un ciclo di combustibile all’uranio, usando elio o sale fuso come refrigerante. Questo progetto del reattore prevede una temperatura di uscita di 1.000°C. Il nucleo del reattore può essere un blocco prismatico o un reattore a letto di ciottoli. Le alte temperature consentono applicazioni come il calore di processo o la produzione di idrogeno tramite il processo termochimico del ciclo zolfo-iodio.,

La prevista costruzione del primo VHTR, il South African pebble bed Modular reactor (PBMR), ha perso i finanziamenti governativi nel febbraio 2010. Un aumento pronunciato dei costi e le preoccupazioni per possibili problemi tecnici imprevisti avevano scoraggiato potenziali investitori e clienti.

Il governo cinese ha iniziato la costruzione di un reattore pebble bed ad alta temperatura da 200 MW nel 2012 come successore del suo HTR-10., Sempre nel 2012, nell’ambito del concorso per impianti nucleari di nuova generazione, l’Idaho National Laboratory ha approvato un progetto simile al reattore Antares a blocchi prismatici di Areva da implementare come prototipo entro il 2021.

X-energy ha ottenuto una partnership quinquennale da 53 milioni di dollari dal Dipartimento dell’Energia degli Stati Uniti per far progredire gli elementi dello sviluppo dei reattori. L’Xe-100 è un PBMR che genererà 200-MWt e circa 76-MWe. La pianta standard del quattro-pacchetto Xe-100 genera approssimativamente 300-MWe e misura su appena 13 acri., Tutti i componenti dell’Xe-100 saranno trasportabili su strada e saranno installati, anziché costruiti, nel sito del progetto per semplificare la costruzione.

Molten salt reactor (MSR)Modifica

Un molten salt reactor è un tipo di reattore nucleare in cui il refrigerante primario, o anche lo stesso combustibile è una miscela di sali fusi., Ci sono stati molti progetti proposti per questo tipo di reattore e alcuni prototipi costruiti.

Il principio di un MSR può essere utilizzato per reattori termici, epitermici e veloci. Dal 2005 l’attenzione si è spostata verso un MSR a spettro veloce (MSFR).

I progetti concettuali attuali includono reattori a spettro termico (ad esempio IMSR) e reattori a spettro veloce (ad esempio MCSFR).

I primi concetti dello spettro termico e molti di quelli attuali si basano sul combustibile nucleare, forse il tetrafluoruro di uranio (UF4) o il tetrafluoruro di torio (ThF4), disciolto nel sale di fluoruro fuso., Il fluido raggiungerebbe la criticità fluendo in un nucleo dove la grafite fungerebbe da moderatore. Molti concetti attuali si basano su combustibile che viene disperso in una matrice di grafite con il sale fuso fornendo bassa pressione, raffreddamento ad alta temperatura. Questi concetti di MSR Gen IV sono spesso definiti con maggiore precisione un reattore epitermico rispetto a un reattore termico a causa della velocità media dei neutroni che causerebbe gli eventi di fissione all’interno del suo combustibile più veloce dei neutroni termici.

I concept design MSR a spettro rapido (ad esempio MCSFR) eliminano il moderatore di grafite., Raggiungono la criticità avendo un volume sufficiente di sale con sufficiente materiale fissile. Essendo spettro veloce possono consumare molto di più del carburante e lasciare solo rifiuti di breve durata.

Mentre la maggior parte dei progetti MSR perseguiti sono in gran parte derivati dal 1960 Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE), varianti della tecnologia del sale fuso includono il reattore concettuale a doppio fluido che viene progettato con piombo come mezzo di raffreddamento ma combustibile a sale fuso, comunemente come cloruro di metallo, ad esempio cloruro di Plutonio(III), per aiutare a, Altri approcci notevoli che differiscono sostanzialmente da MSRE includono il concetto di reattore a sale stabile (SSR) promosso da MOLTEX, che racchiude il sale fuso in centinaia di barre di combustibile solido comuni che sono già ben consolidate nell’industria nucleare. Quest’ultimo progetto britannico è risultato essere il più competitivo per lo sviluppo di piccoli reattori modulari da una società di consulenza britannica Energy Process Development nel 2015.

Un altro progetto in fase di sviluppo è il reattore veloce a cloruro fuso proposto da TerraPower, una società statunitense di energia nucleare e scienza., Questo concetto di reattore mescola l’uranio naturale liquido e liquido refrigerante cloruro fuso insieme nel nucleo del reattore, raggiungendo temperature molto elevate pur rimanendo a pressione atmosferica.

Un’altra caratteristica notevole del MSR è la possibilità di un bruciatore di scorie nucleari a spettro termico. Convenzionalmente solo i reattori a spettro rapido sono stati considerati validi per l’utilizzo o la riduzione delle scorte nucleari esaurite. La fattibilità concettuale di un bruciatore di rifiuti termici è stata mostrata per la prima volta in un white paper di Seaborg Technologies spring 2015., La combustione termica dei rifiuti è stata ottenuta sostituendo una frazione dell’uranio nel combustibile nucleare esaurito con il torio. Il tasso netto di produzione dell’elemento transuranio (ad esempio plutonio e americio) è ridotto al di sotto del tasso di consumo, riducendo così l’entità del problema dello stoccaggio nucleare, senza i problemi di proliferazione nucleare e altri problemi tecnici associati a un reattore veloce.,

Supercritico-raffreddato ad acqua del reattore (SCWR)Modifica

Il reattore ad acqua supercritica (SCWR) è ridotta e la moderazione reattore ad acqua concetto che, a causa della velocità media dei neutroni che possono causare la fissione eventi, in cui il combustibile più veloce di neutroni termici, è meglio definirlo un epithermal reattore di una termica del reattore. Utilizza acqua supercritica come fluido di lavoro., Gli SCWRS sono fondamentalmente reattori ad acqua leggera (LWR) che operano a pressioni e temperature più elevate con un ciclo di scambio termico diretto, una volta attraverso. Come più comunemente immaginato, opererebbe su un ciclo diretto, molto simile a un reattore ad acqua bollente (BWR), ma poiché utilizza acqua supercritica (da non confondere con la massa critica) come fluido di lavoro, avrebbe solo una fase acquosa presente, il che rende il metodo di scambio termico supercritico più simile a un reattore ad acqua pressurizzata (PWR). Potrebbe funzionare a temperature molto più elevate rispetto agli attuali PWR e BWR.,

I reattori supercritici raffreddati ad acqua (SCWR) sono promettenti sistemi nucleari avanzati a causa della loro elevata efficienza termica (cioè, circa il 45% contro circa il 33% di efficienza per gli attuali LWR) e della notevole semplificazione degli impianti.

La missione principale della SCWR è la generazione di energia elettrica a basso costo. È costruito su due tecnologie collaudate, LWRs, che sono i reattori di generazione di energia più comunemente utilizzati al mondo, e caldaie a combustibile fossile surriscaldato, un gran numero di cui sono anche in uso in tutto il mondo., Il concetto di SCWR è oggetto di studio da parte di 32 organizzazioni in 13 paesi.

Poiché gli SCWR sono reattori ad acqua, condividono i rischi di esplosione di vapore e rilascio di vapore radioattivo di BWR e LWR, nonché la necessità di recipienti a pressione, tubi, valvole e pompe estremamente costosi. Questi problemi condivisi sono intrinsecamente più gravi per SCWRs a causa del funzionamento a temperature più elevate.

Un progetto SCWR in fase di sviluppo è il VVER-1700/393 (VVER-SCWR o VVER-SKD) – un reattore russo raffreddato ad acqua supercritico con doppio nucleo di ingresso e un rapporto di allevamento di 0,95.,

Reattori velocimodifica

Un reattore veloce utilizza direttamente i neutroni veloci emessi dalla fissione, senza moderazione. A differenza dei reattori a neutroni termici, i reattori a neutroni veloci possono essere configurati per “bruciare”, o fissione, tutti gli attinidi, e dato abbastanza tempo, quindi ridurre drasticamente la frazione di attinidi nel combustibile nucleare esaurito prodotto dall’attuale flotta mondiale di reattori ad acqua leggera a neutroni termici, chiudendo così il ciclo del combustibile nucleare. In alternativa, se configurati in modo diverso, possono anche generare più carburante di attinidi di quanto consumino.,

Gas-cooled fast reactor (GFR)Modifica

Il gas-cooled fast reactor (GFR) il sistema dispone di un fast-spettro neutronico e ciclo del combustibile chiuso per la conversione efficiente dell’uranio fertile e gestione degli attinidi. Il reattore è raffreddato ad elio e con una temperatura di uscita di 850 °C è un’evoluzione del reattore ad altissima temperatura (VHTR) verso un ciclo del combustibile più sostenibile., Utilizzerà una turbina a gas a ciclo Brayton diretta per un’elevata efficienza termica. Diverse forme di combustibile sono state prese in considerazione per il loro potenziale di funzionare a temperature molto elevate e per garantire un’eccellente ritenzione di prodotti di fissione: combustibile ceramico composito, particelle di combustibile avanzate o elementi rivestiti in ceramica di composti attinidici. Le configurazioni di base vengono prese in considerazione sulla base di assemblaggi di combustibile a base di pin o piastra o blocchi prismatici.,

L’European Sustainable Nuclear Industrial Initiative sta finanziando tre sistemi di reattori di IV generazione, uno dei quali è un reattore veloce raffreddato a gas, chiamato Allegro, 100 MW(t), che sarà costruito in un paese dell’Europa centrale o orientale con la costruzione dovrebbe iniziare nel 2018. Il Gruppo Visegrád dell’Europa centrale si impegna a perseguire la tecnologia. Nel 2013 istituti tedeschi, britannici e francesi hanno concluso uno studio di collaborazione di 3 anni sul follow on industrial scale design, noto come GoFastR., Sono stati finanziati dal 7 ° programma quadro FWP dell’UE, con l’obiettivo di creare un VHTR sostenibile.

Sodium-cooled fast reactor (SFR)Modifica

I due più grandi di sodio in commercio dei reattori veloci raffreddati sono entrambi in Russia, BN-600 e il BN-800 (800 MW)., Il più grande mai operato è stato il reattore Superphenix con oltre 1200 MW di potenza elettrica, operativo con successo per diversi anni in Francia prima di essere dismesso nel 1996. In India, il reattore di prova Fast Breeder (FBTR) ha raggiunto una criticità nell’ottobre 1985. Nel settembre 2002, l’efficienza di combustione del combustibile nel FBTR per la prima volta ha raggiunto il marchio 100,000 megawatt-giorni per tonnellata metrica di uranio (MWd/MTU). Questo è considerato una pietra miliare importante nella tecnologia del reattore allevatore indiano., Utilizzando l’esperienza acquisita dal funzionamento del FBTR, il prototipo di reattore veloce di allevamento, un reattore veloce raffreddato al sodio da 500 MWe è in costruzione ad un costo di INR 5.677 crore (~US million 900 milioni). La costruzione è stata completata nel 2015, ma il reattore non è ancora critico. Il PFBR sarà seguito da altri sei reattori ad alta velocità commerciali (CFBRS) da 600 MWe ciascuno.

Il Gen IV SFR è un progetto che si basa su due progetti esistenti per FBRS raffreddati al sodio, l’ossido alimentato reattore veloce breeder e il metallo alimentato reattore veloce integrale.,

Gli obiettivi sono aumentare l’efficienza dell’uso dell’uranio allevando plutonio ed eliminando la necessità che gli isotopi transuranici lascino il sito. Il progetto del reattore utilizza un nucleo non moderato che funziona su neutroni veloci, progettato per consentire il consumo di qualsiasi isotopo transuranico (e in alcuni casi utilizzato come combustibile). Oltre ai vantaggi di rimuovere la lunga emivita transuranica dal ciclo dei rifiuti, il combustibile SFR si espande quando il reattore si surriscalda e la reazione a catena rallenta automaticamente. In questo modo, è passivamente sicuro.,

Un concetto di reattore SFR è raffreddato da sodio liquido e alimentato da una lega metallica di uranio e plutonio o combustibile nucleare esaurito, i “rifiuti nucleari” dei reattori ad acqua leggera. Il combustibile SFR è contenuto in un rivestimento in acciaio con riempimento di sodio liquido nello spazio tra gli elementi rivestiti che compongono il gruppo di carburante. Una delle sfide progettuali di un SFR è il rischio di maneggiare il sodio, che reagisce in modo esplosivo se viene a contatto con l’acqua. Tuttavia, l’uso di metallo liquido anziché acqua come refrigerante consente al sistema di lavorare a pressione atmosferica, riducendo il rischio di perdite.,

L’European Sustainable Nuclear Industrial Initiative ha finanziato tre sistemi di reattori di IV Generazione, uno dei quali era un sodium-cooled fast reactor, chiamato ASTRID, Avanzate Tecniche di Sodio Reattore Industriale per la Dimostrazione., Il progetto ASTRID è stato cancellato nell’agosto 2019.

Numerosi progenitori del Gen IV SFR esistono in tutto il mondo, con il Fast Flux Test Facility da 400 MWe operato con successo per dieci anni presso il sito di Hanford nello Stato di Washington.

Il 20 MWe EBR II operò con successo per oltre trent’anni presso l’Idaho National Laboratory, fino alla sua chiusura nel 1994.

Il reattore PRISM di GE Hitachi è un’implementazione modernizzata e commerciale della tecnologia sviluppata per l’Integral Fast Reactor (IFR), sviluppata dall’Argonne National Laboratory tra il 1984 e il 1994., Lo scopo principale di PRISM è bruciare combustibile nucleare esaurito da altri reattori, piuttosto che allevare nuovo combustibile. Presentato come alternativa all’interramento del combustibile esaurito / dei rifiuti, il progetto riduce l’emivita degli elementi fissili presenti nel combustibile nucleare esaurito mentre genera elettricità in gran parte come sottoprodotto.,

Lead-cooled fast reactor (LFR)Modifica

Il lead-cooled fast reactor dispone di un fast-neutroni-spettro di piombo o piombo-bismuto eutettico (LBE) liquidi raffreddati a metallo reattore con un ciclo del combustibile chiuso., Le opzioni includono una serie di valutazioni dell’impianto, tra cui una “batteria” da 50 a 150 MW di elettricità con un intervallo di rifornimento molto lungo, un sistema modulare valutato da 300 a 400 MW e una grande opzione di impianto monolitico a 1.200 MW (il termine batteria si riferisce al nucleo di lunga durata fabbricato in fabbrica, non a nessuna disposizione per la conversione elettrochimica dell’energia). Il combustibile è a base di metallo o nitruro contenente uranio fertile e transuranici. Il reattore viene raffreddato per convezione naturale con una temperatura del refrigerante in uscita del reattore di 550 °C, possibilmente fino a 800 °C con materiali avanzati., La temperatura più elevata consente la produzione di idrogeno mediante processi termochimici.

L’European Sustainable Nuclear Industrial Initiative è il finanziamento di tre sistemi di reattori di IV Generazione, uno dei quali è un lead-cooled fast reactor che è anche un accelerator-driven sub-reattore critico, chiamato MYRRHA, 100 MW(t), che sarà costruita in Belgio con la costruzione dovrebbe iniziare dopo il 2014 e su scala industriale versione, conosciuta come Alfred, previsto per essere costruito giorno dopo il 2017. Un modello a potenza ridotta di Myrrha chiamato Guinevere è stato avviato a Mol nel marzo 2009., Nel 2012 il gruppo di ricerca ha riferito che Ginevra era operativa.

altri Due portano reattori veloci raffreddati in via di sviluppo sono il SVBR-100, un modulare al 100 MWe piombo-bismuto veloci raffreddati a neutroni reattore concetto progettato dall’OKB Gidropress in Russia e il BREST-DT-300 (Lead-cooled fast reactor) 300 MWe, per essere sviluppato dopo la SVBR-100, verrà meno fertile coperta intorno al nucleo e sostituirà l’sodio raffreddato BN-600 reattore di design, presumibilmente per dare maggiore resistenza alla proliferazione. I lavori di costruzione preparatori sono iniziati a maggio 2020.