Реактори четвертого покоління — це набір конструкцій ядерних реакторів, які зараз досліджуються для комерційного застосування Міжнародним форумом покоління IV. Їх мотивують різноманітні цілі, включаючи підвищення безпеки, стійкості, ефективності та вартості.
Найбільш розроблена конструкція реактора IV покоління, , 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 Основний аспект проекту реактора четвертого покоління стосується розробки сталого замкнутого паливного циклу для реактора. Реактор на розплавах солей, менш розвинена технологія, вважається потенційно найбільш серед шести моделей.Can Sodium Save Nuclear Power? Scientific American, 13 Oct 2014
Конструкції дуже високотемпературних реакторів працюють при набагато вищих температурах. Це дозволяє проводити або сірко-йодний цикл для ефективного виробництва водню та синтезу палива з нейтральним вмістом вуглецю.
Перші комерційні установки очікуються не раніше 2040—2050 років, хоча Всесвітня ядерна асоціація припускає, що деякі з них можуть ввести в експлуатацію до 2030 року.
На даний момент більшість реакторів, що експлуатуються в усьому світі, вважаються реакторними системами другого покоління, оскільки переважна більшість систем першого покоління були виведені з експлуатації деякий час тому, а станом на 2021 рік є лише кілька реакторів покоління III. 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)Origins of the GIF. GEN IV International Forum Nov 2021) «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.
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. Швейцарія приєдналася до форуму в 2002 році, Євратом у 2003 році, Китай і Росія в 2006 році, а Австралія приєдналася до форуму в 2016 році. Решта країни були членами-засновниками.
36-та зустріч GIF у Брюсселі відбулася в листопаді 2013 року Надано короткий огляд конструкцій реактора та діяльності кожного учасника форуму. У січні 2014 року було опубліковано оновлення технологічної дорожньої карти, яка детально описує цілі досліджень і розробок на наступне десятиліття.
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. 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».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 У оновленні «дорожньої карти» 2013 року етапи продуктивності та демонстрації були значно перенесені на більш пізні дати, а цілі для етапів комерціалізації не встановлені. Згідно з GIF, «Пройде щонайменше два-три десятиліття до розгортання комерційних систем IV покоління».FAQ 2: When will Gen IV reactors be built? GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021)
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. 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 200-МВт у 2012 році як наступника свого HTR-10.
Дуже високотемпературний реактор (VHTR)
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 (PBMR), втратило державне фінансування в лютому 2010 року. Помітне зростання витрат і занепокоєння щодо можливих несподіваних технічних проблем знеохотили потенційних інвесторів і клієнтів.
У 2012 році в рамках конкурсу схвалила проект, подібний до призматичного блокового реактора Антарес від Areva, який буде розгорнутий як прототип до 2021 року.
Реактор на розплавах солей (MSR)
Реактор на розплавах солей — 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).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
Сучасні концептуальні проекти включають реактори з нейтронами теплового спектра (наприклад IMSR), а також реактори з нейтронами швидкого спектра (наприклад MCSFR).
Ранні концепції теплового спектра та багато сучасних ґрунтуються на ядерному паливі, можливо, (UF4) або (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.
Концептуальні проекти MSR швидкого спектра (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 (MSRE) 1960-х років, варіанти технології розплавленої солі включають концептуальний , який проектується зі свинцем як теплоносієм, але розплавленим солевим паливом, зазвичай як хлорид металу напр. для збільшення можливостей замкненого паливного циклу «ядерних відходів». Інші помітні підходи, які суттєво відрізняються від MSRE, включають концепцію (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.
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.
Іншою примітною особливістю MSR є можливість використання ядерного спальника теплового спектра. Зазвичай лише реактори швидкого спектра 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 та інших технічних проблем, пов'язаних з реактором на швидких нейтронах.
Реактор на надкритичній воді (SCWR)
Реактор з надкритичною водою (SCWR) — це концепція , 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 (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.