Реактор IV покоління

Реактори четвертого покоління — це набір конструкцій ядерних реакторів, які зараз досліджуються для комерційного застосування Міжнародним форумом покоління IV.[1] Їх мотивують різноманітні цілі, включаючи підвищення безпеки, стійкості, ефективності та вартості.

Найбільш розроблена конструкція реактора IV покоління, реактор на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм[en], отримала найбільшу частку фінансування протягом багатьох років, оскільки в Росії працювали ряд демонстраційних установок, а також два комерційні реактори. Одна з них знаходиться в комерційній експлуатації з 1981 року[2] Основний аспект проекту реактора четвертого покоління стосується розробки сталого замкнутого паливного циклу для реактора. Реактор на розплавах солей, менш розвинена технологія, вважається потенційно найбільш безпечною[en] серед шести моделей.[3][4]

Конструкції дуже високотемпературних реакторів працюють при набагато вищих температурах. Це дозволяє проводити високотемпературний електроліз[en] або сірко-йодний цикл для ефективного виробництва водню та синтезу палива з нейтральним вмістом вуглецю.[1]

Перші комерційні установки очікуються не раніше 2040—2050 років,[4] хоча Всесвітня ядерна асоціація припускає, що деякі з них можуть ввести в експлуатацію до 2030 року[5].

На даний момент більшість реакторів, що експлуатуються в усьому світі, вважаються реакторними системами другого покоління[en], оскільки переважна більшість систем першого покоління були виведені з експлуатації деякий час тому, а станом на 2021 рік є лише кілька реакторів покоління III[en]. Реактори V покоління відносяться до реакторів, які є чисто теоретичними, і тому ще не вважаються можливими в короткостроковій перспективі, що призводить до обмеженого фінансування НДДКР.

Міжнародний форум покоління IV

Міжнародний форум покоління IV (GIF) був ініційований у січні 2000 року Управлінням ядерної енергетики Міністерства енергетики США (DOE)[6] «як спільне міжнародне зусилля, яке прагне розробити дослідження, необхідні для перевірки доцільності та продуктивність ядерних систем четвертого покоління та зробити їх доступними для промислового розгортання до 2030 року». Він був офіційно заснований у 2001 році[7].

Станом на 2021 рік активними членами Міжнародного форуму покоління IV (GIF) є: Австралія, Канада, Китай, Європейське співтовариство з атомної енергії (Євратом), Франція, Японія, Росія, Південна Африка, Південна Корея, Швейцарія, Велика Британія та Сполучені Штати. Неактивними членами є Аргентина та Бразилія.[8] Швейцарія приєдналася до форуму в 2002 році, Євратом у 2003 році, Китай і Росія в 2006 році, а Австралія[9] приєдналася до форуму в 2016 році. Решта країни були членами-засновниками.[8]

36-та зустріч GIF у Брюсселі відбулася в листопаді 2013 року[10][11] Надано короткий огляд конструкцій реактора та діяльності кожного учасника форуму.[12] У січні 2014 року було опубліковано оновлення технологічної дорожньої карти, яка детально описує цілі досліджень і розробок на наступне десятиліття[13].

Терміни системи IV покоління

Форум GIF представив різні часові рамки для кожної з шести систем. Дослідження та розробки поділяються на три етапи:

  • життєздатність: Перевірка основних понять у відповідних умовах; виявлення та усунення всіх «потенційних технічних перешкод»;
  • продуктивність: Перевірка та оптимізація «процесів, явищ і матеріалів інженерного масштабу» в умовах прототипу;
  • демонстрація: Завершення і ліцензування детального проекта і виконання будівництва та експлуатації прототипу або демонстраційної системи з метою доведення її до стадії комерційного розгортання.[13]

У 2000 році GIF заявив, що «Після завершення фази продуктивності для кожної системи знадобиться щонайменше шість років і кілька мільярдів доларів США для детального проектування та будівництва демонстраційної системи».[14] У оновленні «дорожньої карти» 2013 року етапи продуктивності та демонстрації були значно перенесені на більш пізні дати, а цілі для етапів комерціалізації не встановлені.[13] Згідно з GIF, «Пройде щонайменше два-три десятиліття до розгортання комерційних систем IV покоління».[15]

Типи реакторів

Спочатку було розглянуто багато типів реакторів; однак список було скорочено, щоб зосередитися на найбільш перспективних технологіях і тих, які, швидше за все, могли б відповідати цілям ініціативи Gen IV.[5] Три системи номінально є тепловими реакторами, а чотири — реакторами на швидких нейтронах. Дуже високотемпературний реактор (VHTR) також досліджується на предмет потенційного забезпечення високоякісного технологічного тепла для виробництва водню. Реактори на швидких нейтронах пропонують можливість спалювання актиноїдів, щоб ще більше зменшити кількість відходів і мати можливість «виробляти більше палива», ніж вони споживають. Ці системи забезпечують значний прогрес у стійкості, безпеці та надійності, економіці, стійкості до розповсюдження ядерної зброї (залежно від перспективи) та фізичному захисту.

Реактори на теплових нейтронах

Реактор на теплових нейтронах — це ядерний реактор, який використовує повільні або теплові нейтрони. Сповільнювач нейтронів використовується для уповільнення нейтронів, що випускаються в результаті поділу, щоб зробити більш імовірним їх захоплення паливом.

Високотемпературний реактор з газовим охолодженням (HTGR)

Китайський уряд розпочав будівництво демонстраційного високотемпературного реактора на гранульованому паливі HTR-PM[en] 200-МВт у 2012 році як наступника свого HTR-10.[16]

Дуже високотемпературний реактор (VHTR)

Дуже високотемпературний реактор

Концепція дуже високотемпературного реактора (VHTR) використовує активну зону з графітовим сповільнювачем з одноразовим урановим паливним циклом з використанням гелію або розплавленої солі як теплоносія. Така конструкція реактора передбачає температуру на виході 1000 °C. Активна зона реактора може бути як призматично-блочною, так і конструкцією реактора на гранульованому паливі. Високі температури дають змогу застосовувати, наприклад, технологічне тепло або виробництво водню за допомогою термохімічного сірко-йодного циклу.

Заплановане будівництво першого VHTR, південноафриканського модульного реактора на гранульованому паливі[en] (PBMR), втратило державне фінансування в лютому 2010 року[17]. Помітне зростання витрат і занепокоєння щодо можливих несподіваних технічних проблем знеохотили потенційних інвесторів і клієнтів.

У 2012 році в рамках конкурсу атомної електростанції наступного покоління[en] Національна лабораторія Айдахо[en] схвалила проект, подібний до призматичного блокового реактора Антарес від Areva, який буде розгорнутий як прототип до 2021 року[18].

Реактор на розплавах солей (MSR)

Реактор на розплавах солей (MSR)
Докладніше: Реактор на розплавах солей
Див. також: Реактор на рідкому фториді торію[en]

Реактор на розплавах солей[19] — це тип ядерного реактора, в якому первинний теплоносій або навіть саме паливо є сумішшю розплавлених солей. Для цього типу реакторів було запропоновано багато проектів і створено кілька прототипів.

Принцип MSR можна використовувати для теплових, епітеплових реакторів і реакторів на швидких нейтронах. З 2005 року фокус перемістився на MSR на швидких нейтронах (MSFR).[20]

Сучасні концептуальні проекти включають реактори з нейтронами теплового спектра (наприклад IMSR), а також реактори з нейтронами швидкого спектра (наприклад MCSFR).

Ранні концепції теплового спектру та багато сучасних ґрунтуються на ядерному паливі, можливо, тетрафториді урану[en] (UF4) або тетрафториді торію[en] (ThF4), розчиненому в розплавлених фторидах. Рідина досягне критичності, потрапивши в активну зону, де графіт буде служити сповільнювачем. Багато сучасних концепцій покладаються на паливо, яке диспергується в графітовій матриці з розплавленою сіллю, що забезпечує охолодження низького тиску та високої температури. Ці концепції Gen IV MSR часто точніше називають епітепловим реактором, ніж реактором на теплових нейтронах, через середню швидкість нейтронів, які викликають події поділу в його паливі, швидші, ніж теплові нейтрони.[21]

Концептуальні проекти MSR швидкого спектру (наприклад MCSFR) усувають графітовий сповільнювач. Вони досягають критичності, маючи достатній обсяг солі з достатньою кількістю матеріалу, що розщеплюється. Будучи реакторами на швидких нейтронах, вони можуть споживати набагато більше палива і залишати лише короткочасні відходи.

У той час як більшість проектів MSR в основному отримані від експерименту з реактором на розплавлених солях[en] (MSRE) 1960-х років, варіанти технології розплавленої солі включають концептуальний подвійний рідинний реактор[en], який проектується зі свинцем як теплоносієм, але розплавленим солевим паливом, зазвичай як хлорид металу напр. хлорид плутонію(III)[en] для збільшення можливостей замкненого паливного циклу «ядерних відходів». Інші помітні підходи, які суттєво відрізняються від MSRE, включають концепцію стабільного соляного реактора[en] (SSR), яку просуває MOLTEX, яка містить розплавлену сіль у сотнях звичайних твердопаливних стрижнів, які вже добре зарекомендували себе в ядерній промисловості. Цей останній британський проект був визнаний найбільш конкурентоспроможним для розробки малого модульного реактора британською консалтинговою фірмою Energy Process Development у 2015 році[22][23].

Інший проект, який розробляється, — реактор на швидких нейтронах із розплавленим хлоридом, запропонований американською компанією з ядерної енергетики та науки TerraPower. Ця концепція реактора змішує рідкий природний уран і розплавлений хлоридний теплоносій разом в активній зоні реактора, досягаючи дуже високих температур, зберігаючи при атмосферний тиск.[24]

Іншою примітною особливістю MSR є можливість використання ядерного спальника теплового спектру. Зазвичай лише реактори швидкого спектру вважалися життєздатними для утилізації або скорочення відпрацьованих ядерних запасів. Теплове спалювання відходів було досягнуто шляхом заміни частини урану у відпрацьованому ядерному паливі на торій. Чистий рівень виробництва трансуранового елемента (наприклад, плутонію та америцію) зменшується нижче норми споживання, таким чином зменшуючи масштаби проблеми зберігання радіоактивних відходів, без проблем розповсюдження ядерної зброї[en] та інших технічних проблем, пов'язаних з реактором на швидких нейтронах.

Реактор на надкритичній воді (SCWR)

Реактор на надкритичній воді (SCWR)
Докладніше: Реактор з надкритичною водою

Реактор з надкритичною водою (SCWR)[19] — це концепція водного реактора зі зменшеним сповільненням[en], що через середню швидкість нейтронів, які викликають події поділу в паливі, є швидшими, ніж теплові нейтрони, його точніше називають епітетепловим реактором ніж тепловим реактором. Робочою рідиною використовується надкритична вода. SCWR — це в основному легководяні реактори (LWR), що працюють при більш високому тиску і температурах з прямим, одноразовим циклом теплообміну. Як зазвичай передбачається, він буде працювати в прямому циклі, подібно до киплячого реактора (BWR), але оскільки він використовує надкритичну воду (не плутати з критичною масою) як робочу рідину, він матиме лише одну водну фазу. що робить надкритичний метод теплообміну більш схожим на водно-водяний реактор (PWR). Він міг працювати при набагато вищих температурах, ніж сучасні PWR і BWR.

Реактори з надкритичною водою (SCWR) є перспективними передовими ядерними системами через їх високий тепловий ККД[en] (тобто близько 45 % проти приблизно 33 % ККД для поточних LWR) і значне спрощення установки.

Основна місія SCWR — виробництво недорогої електроенергії. Він побудований на двох перевірених технологіях: LWR, які є найбільш поширеними генеруючими реакторами в світі, і котлах, що працюють на викопному паливі, велика кількість яких також використовується в усьому світі. Концепцію SCWR досліджують 32 організації в 13 країнах. 

Оскільки SCWR є водяними реакторами, вони також мають небезпеку парового вибуху та викиду радіоактивної пари, як BWR і LWR, а також потребу у надзвичайно дорогих важких посудинах під тиском, трубах, клапанах і насосах. Ці спільні проблеми за своєю суттю є більш серйозними для SCWR через роботу при більш високих температурах.

Розробляється проект SCWR ВВЕР -1700/393 (ВВЕР-SCWR або ВВЕР-СКД) — російський реактор із надкритичною водою із подвійним входом активної зони та коефіцієнтом розмноження 0,95.[25]

Реактори на швидких нейтронах

Реактор на швидких нейтронах безпосередньо використовує швидкі нейтрони, що випромінюються при поділі, без сповільнення. На відміну від реакторів на теплових нейтронах, реактори на швидких нейтронах можуть бути налаштовані на «спалювання» або поділ всіх актинідів і приділити достатньо часу, отже, різко зменшити частку актинідів у відпрацьованому ядерному паливі, що виробляється сучасним світовим парком легководних реакторів на теплових нейтронах, таким чином замикаючи ядерний паливний цикл. Крім того, якщо вони налаштовані інакше, вони також можуть виробляти більше актинідного палива, ніж вони споживають.

Реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням (GFR)

Реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням (GFR)
Докладніше: Реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням[en]

Система реактора на швидких нейтронах з газовим охолодженням (GFR)[19] має спектр швидких нейтронів і замкнутий паливний цикл для ефективного перетворення урану для відтворення та управління актинідами. Реактор охолоджується гелієм і має температуру на виході 850 °C це еволюція дуже високотемпературного реактора (VHTR) до більш стійкого паливного циклу. Він використовуватиме газову турбіну[en] прямого циклу Брайтона для високої теплової ефективності. Розглядаються кілька форм палива для їхньої здатності працювати при дуже високих температурах і забезпечувати відмінне утримання продуктів поділу: композитне керамічне паливо, передові паливні частинки або керамічні покриті елементами актинідних сполук. Розглядаються конфігурації активної зони на основі штирькових або пластинчастих паливних збірок або призматичних блоків.

Європейська стійка ядерна промислова ініціатива профінансувала три реакторні системи четвертого покоління, одна з яких — реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням під назвою Allegro, 100 МВт(т), який планується побудувати в країні Центральної або Східної Європи.[26] Центральноєвропейська Вишеградська група прагне розвивати цю технологію.[27] У 2013 році німецькі, британські та французькі інститути завершили 3-річне спільне дослідження щодо наступного проектування в промисловому масштабі, відомого як GoFastR.[28] Вони були профінансовані 7-ю рамковою програмою ЄС FWP з метою створення стійкого VHTR.[29]

Реактор на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм (SFR)

Докладніше: Sodium-cooled fast reactor[en]
Див. також: Experimental Breeder Reactor II[en], [[S-PRISM[en]]], Toshiba 4S та [[CFR-600 ]]
Конструкція басейнового реактора на швидких нейтронах з натрієвим охолодженням (SFR)

Два найбільших комерційних реактора на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм знаходяться в Росії, БН-600[en] і БН-800 (800 МВт). Найбільшим з коли-небудь експлуатованих був реактор Superphénix з потужністю понад 1200 МВт, який успішно працював протягом кількох років у Франції, перш ніж був виведений з експлуатації в 1996 році. В Індії Fast Breeder Test Reactor[en] (FBTR) досяг критичності в жовтні 1985 року. У вересні 2002 року ефективність вигоряння палива в FBTR вперше досягла позначки 100 000 мегават-днів на метричну тонну урану (MWd/MTU). Це вважається важливою віхою в індійській технології реакторів-розмножувачів. Використовуючи досвід, отриманий в результаті експлуатації FBTR, Prototype Fast Breeder Reactor[en], будується реактор на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм потужністю 500 МВт вартістю 5677 крор індійських рупій (~900 мільйонів доларів США). Після численних затримок уряд повідомив у березні 2020 року, що реактор може запрацювати лише в грудні 2021 року[30]. Після PFBR будуть ще шість комерційних реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах (CFBR) по 600 МВт кожен.

Gen IV SFR[19] є проектом, який базується на двох існуючих проектах для FBR з натрієвим теплоносієм, реактора-розмножувача на швидких нейтронах розмноження на оксидному паливі та інтегрального реактора на швидких нейтронах[en] з металевим паливом.

Цілі полягають у тому, щоб підвищити ефективність використання урану шляхом розмноження плутонію та усунути потребу в тому, щоб трансуранові ізотопи залишали це місце. У конструкції реактора використовується незагальмована активна зона, що працює на швидких нейтронах, що дозволяє споживати будь-який трансурановий ізотоп (а в деяких випадках використовувати його як паливо). На додаток до переваг видалення трансуранів із довгим періодом напіврозпаду з циклу відходів, паливо SFR розширюється, коли реактор перегрівається, і ланцюгова реакція автоматично сповільнюється. Таким чином, він пасивно безпечний.[31]

Одна концепція реактора SFR охолоджується рідким натрієм і живиться металевим сплавом урану і плутонію або відпрацьованим ядерним паливом, «ядерними відходами» легководних реакторів. Паливо SFR міститься в сталевій оболонці з рідким натрієвим наповнювачем у просторі між плакованими елементами, які утворюють паливну збірку. Однією з проблем проектування SFR є ризики поводження з натрієм, який реагує вибухово, якщо контактує з водою. Однак використання рідкого металу замість води як теплоносія дозволяє системі працювати при атмосферному тиску, зменшуючи ризик витоку.

Сталий паливний цикл, запропонований у 1990-х концепція Інтегрального реактора на швидких нейтронах (колір), також доступна анімація технології пірообробки.[32]
Концепція IFR (чорно-біла з більш чітким текстом)

Європейська стійка ядерна промислова ініціатива профінансувала три реакторні системи IV покоління, однією з яких був реактор на швидких нейтронах з натрієвим охолодженням під назвою ASTRID[en], передовий натрієвий технічний реактор для промислової демонстрації.[33] Проект ASTRID було скасовано в серпні 2019 року[34]

Численні родоначальники Gen IV SFR існують у всьому світі, а Fast Flux Test Facility[en] потужністю 400 МВт успішно працювала протягом десяти років на заводі Хенфорд у штаті Вашингтон.

20 МВт EBR II[en] успішно працював понад тридцять років у Національній лабораторії Айдахо, поки не був закритий у 1994 році.

Реактор PRISM[en] від GE Hitachi — це модернізована та комерційна реалізація технології, розробленої для інтегрального реактора на швидких нейтронах (IFR), розробленого Аргоннською національною лабораторією між 1984 і 1994 роками. Основною метою PRISM є спалювання відпрацьованого ядерного палива з інших реакторів, а не створення нового палива. Представлена як альтернатива захороненню відпрацьованого палива/відходів, ця конструкція зменшує період напіврозпаду елементів, що розщеплюються, присутніх у відпрацьованому ядерному паливі, одночасно виробляючи електроенергію в основному як побічний продукт.

Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм (LFR)

Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм
Докладніше: Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм
Див. також: MYRRHA

Реактор швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм[19] має свинцевий теплоносій або свинцево-вісмутову евтектику (англ. Lead-bismuth eutectic, LBE) реактор із рідкометалевим теплоносієм із замкненим паливним циклом. Варіанти включають діапазон номінальних характеристик заводу, включаючи «батарею» від 50 до 150 МВт електроенергії, яка має дуже довгий інтервал заправки, модульна система розрахована на 300—400 МВт і великий варіант монолітної установки на 1200 МВт (Термін батарея відноситься до довговічного, виготовленого на заводі сердечника, а не до будь-яких засобів для електрохімічного перетворення енергії). Паливо є металевим або на основі нітриду, що містить уран для відтворення і трансуранові елементи. Реактор охолоджується природною конвекцією з температурою теплоносія на виході з реактора 550 °C, можливо, до 800 °C із сучасними матеріалами. Вища температура дозволяє отримувати водень за допомогою термохімічних процесів[en].

Європейська стійка ядерна промислова ініціатива фінансує три реакторні системи четвертого покоління, одна з яких є реактором на швидких нейтронах із свинцевим охолодженням, який також є підкритичним реактором керованим прискорювачем під назвою MYRRHA[en], 100 МВт(т), який буде побудовано в Бельгія, будівництво очікується до 2036 року. Модель Мірри зі зменшеною потужністю під назвою Guinevere була запущена в Мол у березні 2009 року[26] У 2012 році дослідницька група повідомила, що Guinevere працює.[35]

Два інших реактора на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм, які розробляються, — це СВБР-100, модульна концепція реактора на швидких нейтронах із свинцевим теплоносієм потужністю 100 МВт, розроблена ОКБ Гідропрес в Росії, і БРЕСТ-ОД-300[en] (реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм) 300 МВт, який буде розроблений після SVBR-100, він обійдеться без покриття для відтворення навколо активної зони і замінить конструкцію реактора БН-600 з натрієвим теплоносієм, щоб нібито забезпечити підвищену стійкість до розповсюдження.[25] У травні 2020 року розпочато підготовчі будівельні роботи[36]

Переваги і недоліки

Форум GEN IV переходить від парадигми про те, що ядерні аварії можуть статися і їх слід «опанувати» до принципу «виключення аварій». Вони стверджують, що комбінація систем активної та пасивної ядерної безпеки[en] в системах покоління IV була б принаймні такою ж ефективною, як системи покоління III, і зробила б найважчу аварію фізично неможливою, оскільки вони мають притаманну безпеку.[37]

Щодо сучасних технологій атомної електростанції, заявлені переваги реакторів 4-го покоління включають:

  • Ядерні відходи, які залишаються радіоактивними протягом кількох століть замість тисячоліть[38]
  • У 100—300 разів більше енергії від тієї ж кількості ядерного палива[39]
  • Розширений асортимент палива, і навіть неінкапсульоване сире паливо (MSR з негранульованим паливом, LFTR[en]).
  • У деяких реакторах можливість споживати наявні ядерні відходи при виробництві електроенергії, тобто замкнутий ядерний паливний цикл. Це підсилює аргументи щодо визнання ядерної енергії відновлюваною енергією.
  • Покращені функції безпеки експлуатації, такі як (залежно від конструкції) уникнення роботи під тиском, автоматичне пасивне (без живлення, без керування) зупинки реактора, уникнення водяного охолодження та пов'язаних з цим ризиків втрати води (витоку або кипіння) та утворення/вибуху водню та забруднення охолоджуючої води.

Ядерні реактори не виділяють CO 2 під час роботи, хоча, як і всі джерела енергії з низьким вмістом вуглецю[en], фаза видобутку та будівництва може призвести до викидів CO 2, якщо джерела енергії, які не є нейтральними до вуглецю (наприклад, викопне паливо), або цементи, що виділяють CO 2 використовуються в процесі будівництва. У огляді Єльського університету 2012 року, опублікованому в Journal of Industrial Ecology, аналізуючи CO2 за оцінкою життєвого циклу[en] (LCA) від ядерної енергетики, сказано, що «сукупна література LCA вказує, що викиди ПГ [парникових газів] життєвого циклу ядерної енергетики становлять лише частку від традиційних викопних джерел і порівнянних з відновлюваними технологіями». Хоча стаття в основному розглядала дані з реакторів покоління II[en] і не аналізувала CO2 до 2050 року з реакторів покоління III[en], які тоді будувались, у ній йдеться про реактори-розмножувачі на швидких нейтронах: "Обмежена література, яка оцінює цю потенційну технологію майбутнього повідомляє про середній життєвий цикл викидів парникових газів… подібний або нижчий, ніж у легководних реакторів покоління II, і нібито споживає мало або зовсім не споживає уранову руду[en] ".[40]

Специфічний ризик реактора на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм пов'язаний з використанням металевого натрію як теплоносія. У разі порушення натрій вибухонебезпечно реагує з водою. Виправлення порушень також може виявитися небезпечним, оскільки найдешевший благородний газ аргон також використовується для запобігання окислення натрію. Аргон, як і гелій, може витісняти кисень у повітрі і може викликати занепокоєння гіпоксією[en], тому працівники можуть піддаватися цьому додатковому ризику. Це актуальна проблема, як продемонстрували події на прототипі реактора-розмножувача Монджу[en] в Цурузі, Японія.[41] Використання свинцю або розплавлених солей пом'якшує цю проблему, роблячи теплоносій менш реакційною і забезпечуючи високу температуру замерзання та низький тиск у разі витоку. Недоліками свинцю порівняно з натрієм є набагато вища в'язкість, набагато вища щільність, менша теплоємність і більше продуктів радіоактивної нейтронної активації.

У багатьох випадках вже є великий досвід, накопичений численними доказами концептуальних проектів покоління IV. Наприклад, реактори на АЕС Форт-Сент-Врейн[en] і HTR-10 подібні до запропонованих проектів VHTR покоління IV, а реактор-розмножувач EBR-II[en], Phénix[en], БН-600 і БН-800 схожий на запропонований реактор. Проектуються реактори на швидких нейтронах покоління IV з натрієвим теплоносієм.

Інженер-атомник Девід Лохбаум[en] попереджає, що ризики для безпеки можуть бути більшими на перших порах, оскільки оператори реакторів мають мало досвіду з новою конструкцією «проблема з новими реакторами та аваріями є подвійною: виникають сценарії, які неможливо спланувати під час моделювання; і люди роблять помилки».[42] Як сказав один директор дослідницької лабораторії США, «виготовлення, будівництво, експлуатація та обслуговування нових реакторів зіткнеться з крутою кривою навчання: передові технології будуть мати підвищений ризик аварій і помилок. Технологія може бути доведена, але люди ні»[42]

Таблиця конструкцій

Резюме проектів реакторів IV покоління[43]
система Нейтронний спектр Охолоджуюча рідина Температура (°C) Паливний цикл Розмір (МВт) Приклад розробників
VHTR Теплові гелій 900–1000 відкритий 250–300 JAEA (HTTR), Університет Цінхуа (HTR-10), Університет Цінхуа та Китайська ядерна інженерна корпорація (HTR-PM),[44] X-energy[en][45]
SFR Швидкі натрій 550 закритий 30–150, 300—1500, 1000—2000 TerraPower (TWR), Toshiba (4S), GE Hitachi Nuclear Energy (PRSM), ОКБМ Африкантова (БН-1200), Китайська національна ядерна корпорація (CNNC) (CFR-600),[46] Центр атомних досліджень Індіри Ганді[en] (Prototype Fast Breeder Reactor[en])
SCWR Теплові або швидкі Вода 510–625 Відкритий або закритий 300–700, 1000—1500
GFR Швидкі гелій 850 закритий 1200 Модуль підсилення енергії
LFR Швидкі Вести 480–800 закритий 20–180, 300—1200, 600—1000 Росатом (БРЕСТ-ОД-300)
MSR Швидкі або теплові Фторидні або хлоридні солі 700–800 закритий 250, 1000 Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR), Transatomic Power, Thorium Tech Solution (FUJI MSR), Terrestrial Energy (IMSR), Southern Company[45]
DFR Швидкі Вести 1000 закритий 500–1500 Інститут ядерної фізики твердого тіла[47]

Див. також

Примітки

  1. ↑ а б Locatelli, Giorgio; Mancini, Mauro; Todeschini, Nicola (1 жовтня 2013). Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects. Energy Policy. 61: 1503—1520. doi:10.1016/j.enpol.2013.06.101.
  2. ↑ PRIS - Reactor Details.
  3. ↑ Moir, Ralph; Teller, Edward (2005). Thorium-Fueled Underground Power Plant Based on Molten Salt Technology. Nuclear Technology. 151 (3): 334—340. doi:10.13182/NT05-A3655. Процитовано 22 березня 2012.
  4. ↑ а б Can Sodium Save Nuclear Power? Scientific American, 13 Oct 2014
  5. ↑ а б Generation IV Nuclear Reactors: WNA - World Nuclear Association. www.world-nuclear.org. Архів оригіналу за 13 серпня 2015. Процитовано 21 травня 2022.
  6. ↑ Origins of the GIF. GEN IV International Forum Nov 2021)
  7. ↑ GIF Portal - Home - Public. www.gen-4.org. Процитовано 25 липня 2016.
  8. ↑ а б GIF Membership. gen-4.org. Процитовано 24 травня 2020.
  9. ↑ GIF Portal - Australia joins the Generation IV International Forum. 7 вересня 2016. Архів оригіналу за 7 September 2016.
  10. ↑ Generation IV International Forum Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration. Energy.gov.
  11. ↑ The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels.{{cite web}}: Обслуговування CS1: Сторінки з параметром url-status, але без параметра archive-url (посилання)
  12. ↑ Genesis of Generation IV Concept (PDF). January 2014. Архів оригіналу (PDF) за 8 July 2014.
  13. ↑ а б в Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems (PDF). January 2014. Архів оригіналу (PDF) за 25 June 2014.
  14. ↑ A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, p. 79-82 (4.5 MB). U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GIF, Dec 2002
  15. ↑ FAQ 2: When will Gen IV reactors be built? GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021)
  16. ↑ China Begins Construction Of First Generation IV HTR-PM Unit. NucNet. 7 січня 2013. Процитовано 4 червня 2019.
  17. ↑ South Africa to stop funding Pebble Bed nuclear reactor. Power Engineering International. 3 січня 2010. Архів оригіналу за 3 червня 2019. Процитовано 4 червня 2019.
  18. ↑ Areva modular reactor selected for NGNP development. World Nuclear News. 15 лютого 2012. Процитовано 4 червня 2019.
  19. ↑ а б в г д US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems (PDF). GIF-002-00. Архів оригіналу (PDF) за 29 листопада 2007.
  20. ↑ H. Boussier, S. Delpech, V. Ghetta et Al. : The Molten Salt Reactor (MSR) in Generation IV: Overview and Perspectives, GIF SYMPOSIUM PROCEEDINGS/2012 ANNUAL REPORT, NEA No. 7141, pp95
  21. ↑ Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors. Архів оригіналу за 9 листопада 2014. Процитовано 21 травня 2022.
  22. ↑ Europe: Moltex' Stable Salt Reactor. 20 квітня 2015.
  23. ↑ Moltex Energy sees UK, Canada SMR licensing as springboard to Asia - Nuclear Energy Insider. analysis.nuclearenergyinsider.com.
  24. ↑ Tennenbaum, Jonathan (4 лютого 2020). Molten salt and traveling wave nuclear reactors. Asia Times.
  25. ↑ а б Technology Developments & Plant Efficiency for the Russian Nuclear Power Generation Market Wednesday. 24 березня 2010. Архів оригіналу за 1 травня 2015. Процитовано 4 грудня 2013.
  26. ↑ а б The European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII) will support three Generation IV reactor systems: a sodium-cooled fast reactor, or SFR, called Astrid proposed by France, but subsequently cancelled; a gas-cooled fast reactor, GFR, called Allegro supported by central and eastern Europe; and a lead-cooled fast reactor, LFR, technology pilot called Myrrha that is proposed by Belgium. Архів оригіналу за 9 жовтня 2013.
  27. ↑ The V4G4 Centre of Excellence for performing joint research, development and innovation in the field of Generation-4 (G4) nuclear reactors have been established. www.alphagalileo.org.
  28. ↑ the European Gas cooled Fast Reactor. Архів оригіналу за 13 грудня 2013.
  29. ↑ The GOFASTR research program. Архів оригіналу за 10 червня 2016. Процитовано 4 грудня 2013.
  30. ↑ India's First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline. Should We Trust It?.
  31. ↑ David Baurac. Passively safe reactors rely on nature to keep them cool.
  32. ↑ Historical video about the Integral Fast Reactor (IFR) concept. Nuclear Engineering at Argonne. Архів оригіналу за 21 травня 2022. Процитовано 21 травня 2022.
  33. ↑ UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement. POWER Magazine. 22 лютого 2012.
  34. ↑ Nucléaire : la France abandonne la quatrième génération de réacteurs. Le Monde.fr. 29 серпня 2019.
  35. ↑ Hellemans, Alexander (12 січня 2012). Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run. Science Insider. Процитовано 29 грудня 2014.
  36. ↑ Preparatory construction for Brest-300 reactor begins in Russia [Архівовано 2021-06-07 у Wayback Machine.], Nuclear Engineering International. 22 May 2020
  37. ↑ What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design? GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021).
    «The aim of Generation IV systems is to maintain the high level of safety achieved by today's reactors, while shifting from the current principle of „mastering accidents“ (i.e. accepting that accidents can occur, but taking care that the population is not affected) to the principle of „excluding accidents“.»
  38. ↑ Strategies to Address Global Warming (PDF).
  39. ↑ 4th Generation Nuclear Power — OSS Foundation. www.ossfoundation.us. Архів оригіналу за 1 лютого 2021. Процитовано 21 травня 2022.
  40. ↑ Warner, Ethan S; Heath, Garvin A (2012). Life Cycle Greenhouse Gas Emissions of Nuclear Electricity Generation. Journal of Industrial Ecology. 16: S73—S92. doi:10.1111/j.1530-9290.2012.00472.x.
  41. ↑ Tabuchi, Hiroko (17 червня 2011). Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake. The New York Times.
  42. ↑ а б Benjamin K. Sovacool (August 2010). A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia. Journal of Contemporary Asia. 40 (3): 381.
  43. ↑ GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems (PDF). 21 серпня 2009. Процитовано 30 серпня 2018.
  44. ↑ Key components of second HTR-PM reactor connected. World Nuclear News. Процитовано 15 липня 2021.
  45. ↑ а б Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors…. US Department of Energy. Процитовано 16 січня 2016.
  46. ↑ China begins building pilot fast reactor. World Nuclear News. Процитовано 15 липня 2021.
  47. ↑ Dual Fluid Reactor - IFK (PDF). festkoerper-kernphysik.de. Berlin, Germany: Institut für Festkörper-Kernphysik. 16 червня 2013. Процитовано 28 серпня 2017.

Посилання

Read other articles:

شيفاردزفيل

شيفاردزفيل     الإحداثيات 37°59′17″N 85°42′50″W / 37.9881°N 85.7139°W / 37.9881; -85.7139  [1] تاريخ التأسيس 1793  تقسيم إداري  البلد الولايات المتحدة[2][3]  التقسيم الأعلى مقاطعة بوليت  عاصمة لـ مقاطعة بوليت  خصائص جغرافية  المساحة 37.84627 كيلومتر مربع25....

 

Révolution nationale indonésienne

Vous lisez un « bon article » labellisé en 2009. Révolution nationale indonésienne Informations générales Date 17 août 1945-27 décembre 1949 Lieu Indes orientales néerlandaises (aujourd'hui Indonésie) Issue Victoire politique indonésienne Victoire militaire néerlandaise Reconnaissance néerlandaise de l'indépendance de l'Indonésie lors de la table ronde néerlando-indonésienne Formation des États-Unis d'Indonésie Création de l'Union néerlando-indonésienne Belli...

 

Jolly Nyame

Nigerian politician (born 1955) Jolly NyameGovernor of Taraba StateIn office29 May 1999 – 29 May 2007DeputyUba Maigari Ahmadu(1999–2004)Armanyau Abubakar(2004–2007)Preceded byAina OwoniyiSucceeded byDanbaba SuntaiIn office3 January 1992 – 17 November 1993DeputyDanjuma GaniPreceded byAdeyemi AfolahanSucceeded byYohanna Dickson Personal detailsBornJolly Tavoro Nyame (1955-12-25) 25 December 1955 (age 68)Zing, Northern Region, British Nigeria (now in Taraba State, ...

West End, Edinburgh

Human settlement in ScotlandWest EndMelville Street looking down towards West Register HouseWest EndLocation within the City of Edinburgh council areaShow map of the City of Edinburgh council areaWest EndLocation within ScotlandShow map of ScotlandCouncil areaCity of EdinburghCountryScotlandSovereign stateUnited KingdomPostcode districtEH2, EH3Dialling code0131PoliceScotlandFireScottishAmbulanceScottish List of places UK Scotland 55°56′53″N 3°12′52″W / &...

 

R. Parthiban

Radhakrishnan ParthibanParthiban di Penghargaan Filmfare Selatan ke-62PekerjaanPemeranSutradaraProduserPenulisTahun aktif1989–sekarangSuami/istriSeetha (m.1990-2001) (bercerai)AnakAbhinaya (l.1991) Keerthana (l.1992) Raakhi (l.1994) Radhakrishnan Parthiban (juga disebut sebagai R. Parthiepan, Ra Parthiepan, atau Parthiepan) adalah seorang sutradara, produser, pemeran dan penulis India yang biasanya berkarya dalam sinema Tamil. Ia menyutradarai 15 film, memproduksi 14 film dan beraktin...

 

خط الفقر

نسبة الفقر العالمي عتبة الفقر أو خط الفقر (بالإنجليزية: poverty threshold)‏ أو (بالإنجليزية: poverty line)‏ هو أدنى مستوى من الدخل يحتاجه المرء أو الأسرة حتى يكون بالإمكان توفير مستوى معيشة ملائم في بلدٍ ما.[1][2][3] ومن هنا يظهر مصطلح الفقر المدقع (بالإنجليزية: absolute poverty)‏ وهو م�...

Medieval rock

Medieval rock Données clés Origines stylistiques Rock, folk rock, electric folk, folk progressif, hard rock, musique médiévale Origines culturelles Début des années 1970 ; Allemagne, Royaume-Uni Instruments typiques Batterie, chant, guitare électrique, guitare basse, percussions, cornemuses, chalemie, trompette marine, instruments à corde, vielle à roue Popularité Élevée dans les années 1970 Scènes régionales Allemagne, Angleterre Sous-genres Medieval metal Genres dériv�...

 

Hernán Crespo

Hernán Crespo Crespo bersama Inter Milan pada 2018Informasi pribadiNama lengkap Hernán Jorge CrespoTanggal lahir 5 Juli 1975 (umur 48)Tempat lahir Florida Este, ArgentinaTinggi 183 cm (6 ft 0 in)[1]Posisi bermain PenyerangInformasi klubKlub saat ini São Paulo (manajer)Karier senior*Tahun Tim Tampil (Gol)1993–1996 River Plate 62 (24)1996–2000 Parma 116 (62)2000–2002 Lazio 54 (39)2002–2003 Inter Milan 18 (7)2003–2008 Chelsea 49 (20)2004–2005 → AC Mi...

 

Georges Fenech

French former magistrate and politician (born 1954) This biography of a living person needs additional citations for verification. Please help by adding reliable sources. Contentious material about living persons that is unsourced or poorly sourced must be removed immediately from the article and its talk page, especially if potentially libelous.Find sources: Georges Fenech – news · newspapers · books · scholar · JSTOR (August 2022) (Learn how and when...

Toyota Noah

Toyota Noah Marque Toyota Années de production Depuis 2001 Classe Utilitaire léger Usine(s) d’assemblage Toyota (Aichi) Moteur et transmission Moteur(s) Essence et diesel Transmission 4 Roues motrices Intégrale permanente Châssis - Carrosserie Carrosserie(s) Fourgon modifier  Les Noah et Voxy sont des monospaces de taille moyenne à 7 ou 8 places selon les versions, fabriqués par le constructeur japonais Toyota. Ces deux modèles sont techniquement identiques et esthétiquem...

 

Caster Semenya

Caster SemenyaCaster Semenya pada 2018Informasi pribadiKewarganegaraanAfrika SelatanLahir7 Januari 1991 (umur 33)Pietersburg, Afrika SelatanAlma materNorth-West UniversityTinggi178 m (584 ft 0 in)Berat70 kg (154 pon) Karier sepak bolaKarier senior*Tahun Tim Tampil (Gol)2019– JVW F.C. * Penampilan dan gol di klub senior hanya dihitung dari liga domestikOlahragaOlahragaLariLomba800 meter, 1500 meterPrestasi dan gelarPeringkat pribadi terbaik400m: 49.62 NR600m: 1:...

 

Kaymak

Creamy dairy food similar to clotted cream This article is about a creamy dairy food. For the surname, see Kaymak (surname). This article has multiple issues. Please help improve it or discuss these issues on the talk page. (Learn how and when to remove these template messages) This article possibly contains original research. Please improve it by verifying the claims made and adding inline citations. Statements consisting only of original research should be removed. (March 2021) (Learn how a...

Freedom Party of Switzerland

This article has multiple issues. Please help improve it or discuss these issues on the talk page. (Learn how and when to remove these template messages) This article includes a list of general references, but it lacks sufficient corresponding inline citations. Please help to improve this article by introducing more precise citations. (April 2016) (Learn how and when to remove this message) Parts of this article (those related to the party's name, which reverted to the original in 2009, and t...

 

Kurds in Denmark

Kurdish people in Denmark Ethnic group Kurds in DenmarkTotal population25,000 (2016 Kurdish Institute of Paris estimate[1]) - 30,000[2]LanguagesDanish, KurdishReligionIslamRelated ethnic groupsKurds in Finland, Kurds in Norway Kurds in Sweden   Part of a series on: Kurdish history and Kurdish culture People List of Kurds Population Homeland Kurdistan Turkey (Northern Kurdistan) Iran (Eastern Kurdistan) Iraq (Southern Kurdistan) Syria (Western Kurdistan) Diaspora Armenia A...

 

نهائي كأس ملك إسبانيا 2016

نهائي كأس ملك إسبانيا 2016الحدثكأس ملك إسبانيا برشلونة إشبيلية 2 0 بعد الأشواط الإضافيةالتاريخ22 مايو 2016  الملعبملعب فيسنتي كالديرون  ، مدريدالحكمكارلوس ديل سيرو غراندي  الحضور54907   → 2015 2017 ← نهائي كأس ملك إسبانيا 2016 هي المباراة النهائية لبطولة كأس ملك إسبانيا 2016، �...

Texas Ruby

American singer-songwriter This article needs additional citations for verification. Please help improve this article by adding citations to reliable sources. Unsourced material may be challenged and removed.Find sources: Texas Ruby – news · newspapers · books · scholar · JSTOR (March 2020) (Learn how and when to remove this message) Texas RubyBackground informationBirth nameRuby Agnes OwensBorn(1908-05-04)May 4, 1908Wise County, Texas, near Decatur, U...

 

List of rivers of Belize

Rivers of Belize / rivers of Strahler orders 4 and 5 labelled / via WWF and Natural Earth base maps These are the main rivers of Belize. Belize has a total of 35 major and minor river catchments or watersheds which drain into the Caribbean Sea. Rivers Name District Parent Belize River BZ, CY Caribbean Sea Barton Creek CY Belize River Beaver Dam Creek CY Belize River Billy White Creek CY batty river Black Creek BZ Belize River Cadena Creek CY Belize River Cut and Throwaway Creek CY Belize Riv...

 

Anti-Oedipus

1972 book by Deleuze and Guattari Anti-Oedipus: Capitalism and Schizophrenia Cover of the first editionAuthorsGilles DeleuzeFélix GuattariOriginal titleCapitalisme et schizophrénieL'anti-ŒdipeTranslatorsRobert HurleyMark SeemHelen R. LaneLanguageFrenchSubjectCapitalism, schizoanalysisPublisherLes Éditions de Minuit, Viking PenguinPublication date1972Publication placeFrancePublished in English1977Media typePrint (Hardcover and Paperback)Pages494 (French edition)400 (Universi...

Ambiorix's revolt

54–53 BC, Gallic tribes v. Roman Republic This article needs additional citations for verification. Please help improve this article by adding citations to reliable sources. Unsourced material may be challenged and removed.Find sources: Ambiorix's revolt – news · newspapers · books · scholar · JSTOR (March 2022) (Learn how and when to remove this message) Ambiorix's revoltPart of the Gallic WarsAmbiorix attacking Roman soldiers, relief at the Liège ...

 

Document 7

The correct title of this article is Document #7. The omission of the # is due to technical restrictions. 2001 studio album by Pg. 99Document #7Studio album by Pg. 99Released2001RecordedSpring 2000StudioOblivion Studios (Upper Marlboro, Maryland)GenreHardcore punk, screamo, emoviolenceLength25:26LabelHappy Couples Never Last, Magic Bullet RecordsProducerMike BossierPg. 99 chronology Document #6(2000) Document #7(2001) Document #8(2001) Professional ratingsReview scoresSourceRatingAllM...