multe tipuri de reactoare au fost luate în considerare inițial; cu toate acestea, lista a fost redusă pentru a se concentra pe cele mai promițătoare tehnologii și pe cele care ar putea îndeplini cel mai probabil obiectivele inițiativei gen IV. Trei sisteme sunt nominal reactoare termice și patru sunt reactoare rapide. Reactorul de temperatură foarte ridicată (VHTR) este, de asemenea, cercetat pentru furnizarea de căldură de proces de înaltă calitate pentru producerea de hidrogen. Reactoarele rapide oferă posibilitatea arderii actinidelor pentru a reduce în continuare deșeurile și pentru a putea „reproduce mai mult combustibil” decât consumă., Aceste sisteme oferă progrese semnificative în ceea ce privește durabilitatea, siguranța și fiabilitatea, economia, rezistența la proliferare (în funcție de perspectivă) și protecția fizică.

reactoare Termiceedit

un reactor termic este un reactor nuclear care utilizează neutroni lenți sau termici. Un moderator de neutroni este folosit pentru a încetini neutronii emise de fisiune pentru a le face mai susceptibile de a fi capturate de combustibil.,

reactor de temperatură foarte înaltă (Vhtr)editare

conceptul de reactor de temperatură foarte înaltă (VHTR) utilizează un miez moderat de grafit cu un ciclu de combustibil de uraniu o singură dată, folosind heliu sau sare topită ca agent de răcire. Acest design al reactorului prevede o temperatură de ieșire de 1.000°C. miezul reactorului poate fi fie un bloc prismatic, fie un design al reactorului cu pat de pietriș. Temperaturile ridicate permit aplicații cum ar fi căldura de proces sau producerea de hidrogen prin procesul termochimic ciclu sulf-iod.,construcția planificată a primului VHTR, reactorul modular din Africa de Sud (PBMR), a pierdut finanțarea guvernamentală în februarie 2010. O creștere pronunțată a costurilor și a preocupărilor cu privire la posibile probleme tehnice neașteptate au descurajat potențialii investitori și clienți.

guvernul chinez a început construcția unui reactor cu pat de pietriș de înaltă temperatură de 200 MW în 2012 ca succesor al HTR-10., Tot în 2012, ca parte a competiției centralelor nucleare de generație următoare, Laboratorul Național Idaho a aprobat un proiect similar cu reactorul Antares al blocului prismatic al Areva, care va fi implementat ca prototip până în 2021.

X-energy a primit un parteneriat de cinci ani de 53 de milioane de dolari de către Departamentul de energie al Statelor Unite pentru a avansa elemente ale dezvoltării reactorului lor. Xe-100 este un PBMR care va genera 200-MWt și aproximativ 76-MWE. Fabrica standard Xe-100 cu patru pachete generează aproximativ 300 MWe și se va potrivi pe cât mai puține acri 13., Toate componentele pentru Xe-100 vor fi transportabile rutier și vor fi instalate, mai degrabă decât construite, pe șantierul proiectului pentru a simplifica construcția.

Topit-sare reactor (MSR)Modificare

O sare topită reactor este un tip de reactor nuclear, în cazul în care agentul primar de răcire, sau chiar combustibil în sine este o sare topită amestec., Au fost prezentate multe modele pentru acest tip de reactor și câteva prototipuri construite. principiul unui MSR poate fi utilizat pentru reactoarele termice, epitermice și rapide. Din 2005, accentul sa mutat către un MSR cu spectru rapid (MSFR).proiectele actuale includ reactoare cu spectru termic (de exemplu, IMSR), precum și reactoare cu spectru rapid (de exemplu, MCSFR).

La începutul termică spectru concepte și multe cele actuale se bazează pe combustibil nuclear, poate uraniu tetrafluoride (UF4) sau toriu tetrafluoride (ThF4), dizolvat în topită fluorură de sare., Fluidul ar ajunge la critică prin curgerea într-un miez în care grafitul ar servi ca moderator. Multe concepte actuale se bazează pe combustibil, care este dispersat într-o matrice de grafit cu sare topită furnizarea de joasă presiune, temperatură ridicată de răcire. Aceste concepte gen IV MSR sunt adesea mai precis numit un reactor epitermic decât un reactor termic datorită vitezei medii a neutronilor care ar provoca evenimentele de fisiune în combustibilul său fiind mai rapid decât neutronii termici.

rapid spectrum MSR concept designs (de exemplu, MCSFR) face departe cu moderatorul grafit., Ei ating criticitatea prin faptul că au un volum suficient de sare cu material fisionabil suficient. Fiind un spectru rapid, pot consuma mult mai mult combustibil și pot lăsa doar deșeuri de scurtă durată. în timp ce majoritatea modelelor MSR urmărite sunt în mare parte derivate din experimentul reactorului de sare topită din anii 1960 (MSRE), variantele tehnologiei de sare topită includ reactorul conceptual cu fluid dublu, care este proiectat cu plumb ca mediu de răcire, dar combustibil de sare topită, de obicei ca clorură de metal, de exemplu clorura de plutoniu(III), pentru a ajuta la, Alte importante abordări diferite în mod substanțial de la MSRE includ Stabil Sare Reactor (SSR) conceptul promovat de MOLTEX, care îmbracă sare topită în sute de comune cu combustibil solid, tije, care sunt deja bine stabilit în industria nucleară. Acest din urmă design britanic s-a dovedit a fi cel mai competitiv pentru dezvoltarea reactoarelor modulare mici de către o firmă de consultanță Britanică Energy Process Development în 2015.un alt proiect în curs de dezvoltare este reactorul rapid de clorură topită propus de TerraPower, o companie de energie nucleară și știință din SUA., Acest concept de reactor amestecă uraniul natural lichid și lichidul de răcire cu clorură topită împreună în miezul reactorului, atingând temperaturi foarte ridicate, rămânând la presiunea atmosferică.o altă caracteristică notabilă a MSR este posibilitatea unui arzător de deșeuri nucleare cu spectru termic. În mod convențional, numai reactoarele cu spectru rapid au fost considerate viabile pentru utilizarea sau reducerea stocurilor nucleare uzate. Viabilitatea conceptuală a unui arzător de deșeuri termice a fost prezentată pentru prima dată într-o hârtie albă de Seaborg Technologies spring 2015., Arderea termică a deșeurilor a fost realizată prin înlocuirea unei fracțiuni de uraniu din combustibilul nuclear uzat cu toriu. Net rata de producție de transuranium element (de exemplu, plutoniu și americiu) este redus sub rata de consum, reducând astfel amploarea nucleare problema de stocare, fără proliferarea nucleară preocupări și alte probleme tehnice asociate cu un reactor rapid.,

Supercritic-water-cooled reactor (SCWR)Modificare

supercritic reactor cu apă (SCWR) este redusă moderare reactor cu apă concept care, datorită viteză medie de neutroni care ar putea provoca evenimente de fisiune în energie, fiind mai rapid decât neutronilor termici este mai corect numit un epithermal reactor decât un reactor termic. Folosește apă supercritică ca fluid de lucru., SCWRs sunt practic reactoare cu apă ușoară (LWR) care funcționează la presiune și temperaturi mai mari, cu un ciclu de schimb de căldură direct, o dată prin. Ca cel mai frecvent imaginat, s-ar opera direct pe ciclu, mai mult ca un reactor cu apă în fierbere (BWR), dar, deoarece folosește supercritic apă (a nu se confunda cu masa critică) ca fluid de lucru, ar fi numai o apă fază prezent, ceea ce face supercritic de schimb de căldură metoda mai similar cu un reactor cu apă sub presiune (PWR). Ar putea funcționa la temperaturi mult mai ridicate decât atât PWR-urile actuale, cât și BWRs.,reactoarele supercritice răcite cu apă (SCWRs) promit sisteme nucleare avansate datorită eficienței termice ridicate (adică aproximativ 45% față de aproximativ 33% eficiență pentru LWRs curente) și simplificării considerabile a plantelor.misiunea principală a SCWR este generarea de energie electrică cu costuri reduse. Acesta este construit pe două tehnologii dovedite, LWRs, care sunt cele mai frecvent utilizate generatoare de putere reactoare din lume, și supraîncălzit combustibili fosili cazane, dintre care un mare număr sunt, de asemenea, în uz în întreaga lume., Conceptul SCWR este investigat de 32 de organizații din 13 țări.

Pentru SCWRs sunt reactoarele cu apă au steam explozie și radioactive eliberare a aburului pericole de BWRs și LWRs precum și necesitatea extrem de scumpe grele recipiente sub presiune, conducte, valve și pompe. Aceste probleme comune sunt în mod inerent mai severe pentru SCWRs datorită funcționării la temperaturi mai ridicate.

UN SCWR de Proiectare în curs de dezvoltare este VVER-1700/393 (VVER-SCWR sau VVER-SKD) – un rus Supercritic-răcit cu apă reactor cu dublu-admisie-core și un raport de reproducere de 0,95.,

reactoare Rapidedit

un reactor rapid utilizează direct neutronii rapizi emiși prin fisiune, fără moderare. Spre deosebire de reactoare cu neutroni termici, reactoare cu neutroni rapizi poate fi configurat pentru a „arde”, sau fisiune, toate actinidele, și având suficient timp, prin urmare, reduce drastic actinide fracțiune din combustibilul nuclear uzat produs de prezenta flota mondială de neutroni termici reactoarele cu apă ușoară, închizând astfel ciclul combustibilului nuclear. În mod alternativ, dacă sunt configurate diferit, pot, de asemenea, să producă mai mult combustibil actinidic decât consumă.,

Gaze-reactor rapid răcit (GFR)Modificare

gaze-reactor rapid răcit (RFG) sistemul dispune de un fast-neutron spectru și ciclu de combustibil închis pentru eficiente de conversie a fertil de uraniu și de management de actinide. Reactorul este răcit cu heliu și cu o temperatură de ieșire de 850 °C este o evoluție a reactorului cu temperatură foarte ridicată (VHTR) la un ciclu de combustibil mai durabil., Acesta va folosi o turbină directă cu gaz cu ciclu Brayton pentru o eficiență termică ridicată. Mai multe forme de combustibil sunt luate în considerare pentru potențialul lor de a funcționa la temperaturi foarte ridicate și pentru a asigura o retenție excelentă a produselor de fisiune: combustibil ceramic compozit, particule avansate de combustibil sau elemente placate ceramice ale compușilor actinidici. Configurațiile de bază sunt luate în considerare pe baza unor ansambluri de combustibil pe bază de pini sau plăci sau blocuri prismatice.,Inițiativa Europeană industrială nucleară durabilă finanțează trei sisteme de reactoare de Generația IV, dintre care unul este un reactor rapid răcit cu gaz, numit Allegro, de 100 MW(t), care va fi construit într-o țară din Europa Centrală sau de Est, construcția urmând să înceapă în 2018. Grupul Central European Visegrád se angajează să urmărească tehnologia. În 2013, institutele germane, britanice și franceze au finalizat un studiu de colaborare de 3 ani cu privire la urmărirea designului la scară industrială, cunoscut sub numele de GoFastR., Acestea au fost finanțate prin cel de-al 7-lea Program-cadru FWP al UE, cu scopul de a realiza un VHTR durabil.

reactor rapid răcit cu Sodiu (SFR)Modificare

Cele două mari comerciale de sodiu răcit rapid reactoare sunt atât în Rusia, BN-600 și BN-800 (800 MW)., Cel mai mare reactor care a funcționat vreodată a fost reactorul Superfenix cu o putere electrică de peste 1200 MW, care a funcționat cu succes timp de mai mulți ani în Franța, înainte de a fi dezafectat în 1996. În India, reactorul de testare Fast Breeder (FBTR) a ajuns la critică în octombrie 1985. În septembrie 2002, combustibil arde până eficiența în FBTR pentru prima dată a ajuns la 100.000 megawatt-zile per tonă metrică uraniu (MWD/MTU) marca. Aceasta este considerată o piatră de hotar importantă în tehnologia reactorului crescător Indian., Folosind experiența dobândită din funcționarea FBTR, prototipul Reactor rapid crescător, un reactor rapid răcit cu sodiu 500 MWe este construit la un cost de INR 5,677 crores (~900 milioane USD). Construcția a fost finalizată în 2015, dar reactorul nu este încă critic. PFBR va fi urmat de alte șase reactoare comerciale Fast Breeder (CFBRs) de 600 MWE fiecare.SFR Gen IV este un proiect care se bazează pe două proiecte existente pentru FBR-uri răcite cu sodiu, reactorul fast breeder alimentat cu oxid și reactorul rapid integral alimentat cu metal.,obiectivele sunt creșterea eficienței utilizării uraniului prin creșterea plutoniului și eliminarea necesității ca izotopii transuranici să părăsească vreodată situl. Proiectul reactorului utilizează un miez nemoderat care funcționează pe neutroni rapizi, proiectat pentru a permite consumul oricărui izotop transuranic (și, în unele cazuri, utilizat drept combustibil). Pe lângă beneficiile eliminării transuranicelor cu timp de înjumătățire lung din ciclul deșeurilor, combustibilul SFR se extinde atunci când reactorul se supraîncălzește, iar reacția în lanț încetinește automat. În acest mod, este pasiv sigur.,un concept de reactor SFR este răcit cu sodiu lichid și alimentat de un aliaj metalic de uraniu și plutoniu sau combustibil nuclear uzat, „deșeurile nucleare” ale reactoarelor cu apă ușoară. Combustibilul SFR este conținut în placarea oțelului cu umplutură de sodiu lichid în spațiul dintre elementele placate care alcătuiesc ansamblul de combustibil. Una dintre provocările de proiectare ale unui SFR este riscurile manipulării sodiului, care reacționează exploziv dacă intră în contact cu apa. Cu toate acestea, utilizarea metalului lichid în loc de apă ca agent de răcire permite sistemului să funcționeze la presiune atmosferică, reducând riscul de scurgere.,

European Sustainable Nuclear Inițiativă Industrială a finanțat trei Generația a IV-a reactorului sisteme, dintre care unul a fost un reactor rapid răcit cu sodiu, numit ASTRID, Avansate de Sodiu Tehnic Reactor Industrial Demonstrație., Proiectul ASTRID a fost anulat în August 2019.numeroși progenitori ai SFR Gen IV există în întreaga lume, instalația de testare a fluxului rapid de 400 MWe funcționând cu succes timp de zece ani pe site-ul Hanford din statul Washington.

20 MWE EBR II a funcționat cu succes timp de peste treizeci de ani la Laboratorul Național Idaho, până când a fost închis în 1994.reactorul PRISM al lui Ge Hitachi este o implementare modernizată și comercială a tehnologiei dezvoltate pentru reactorul rapid Integral (IFR), dezvoltat de Laboratorul Național Argonne între 1984 și 1994., Scopul principal al PRISM este arderea combustibilului nuclear uzat din alte reactoare, mai degrabă decât creșterea combustibilului nou. Prezentat ca o alternativă la îngroparea combustibilului uzat/deșeurilor, proiectul reduce timpul de înjumătățire al elementelor fisionabile prezente în combustibilul nuclear uzat, generând în același timp energie electrică în mare parte ca produs secundar.,

Duce reactor rapid răcit (LFR)Modificare

conducerea reactor rapid răcit dispune de un fast-neutron-spectru de plumb sau plumb/bismut eutectic (LBE) lichid-metal-reactor răcit cu un ciclu de combustibil închis., Opțiunile includ o serie de evaluări ale instalațiilor, inclusiv o „baterie” de 50 până la 150 MW de energie electrică care are un interval de realimentare foarte lung, un sistem modular evaluat la 300 până la 400 MW și o opțiune monolitică mare la 1.200 MW (termenul baterie se referă la miezul cu durată lungă de viață, fabricat din fabrică, nu la nicio prevedere pentru conversia energiei electrochimice). Combustibilul este pe bază de metal sau nitrură care conține uraniu fertil și transuranici. Reactorul este răcit prin convecție naturală cu o temperatură a lichidului de răcire de ieșire a reactorului de 550 °C, posibil variind până la 800 °C cu materiale avansate., Temperatura mai ridicată permite producerea de hidrogen prin procese termochimice.

European Sustainable Nuclear Industrial Inițiativă de finanțare de trei Generația a IV-a reactorului sisteme, dintre care unul este un reactor rapid răcit, care este, de asemenea, un accelerator-condus sub-critic reactor, numit MYRRHA, 100 MW(t), care va fi construit în Belgia, cu construcție urmează să înceapă după 2014 și la scară industrială versiune, cunoscut sub numele de Alfred, programată să fie construită cândva după 2017. Un model cu putere redusă de Myrrha numit Guinevere a fost lansat la mol în martie 2009., În 2012, echipa de cercetare a raportat că Guinevere era operațională.

alte Două plumb răcit rapid reactoare în curs de dezvoltare sunt SVBR-100, un sistem modular de 100 MWe plumb-bismut răcit rapid reactor cu neutroni concept proiectat de OKB Gidropress în Rusia și BREST-OD-300 (Plumb-reactor rapid răcit) 300 MWe, pentru a fi dezvoltate după SVBR-100, se va dispensa de fertil pătură în jurul miezului și va înlocui sodiu răcit BN-600 de proiectare reactor, pentru a pretins da proliferare crescută de rezistență. Lucrările de construcție pregătitoare au început în mai 2020.