IV. nesil reaktör

IV. Nesil III. Nesil reaktörlerin halefi olarak tasarlanan nükleer reaktör tasarımlarıdır. Birinci nesil sistemlerin çoğu kullanımdan kaldırıldığı için dünya çapında faaliyette olan reaktörlerin çoğu ikinci ve 3 nesil sistemlerdir. Generation IV International Forum, IV. nesil reaktörlerin gelişimini koordine eden uluslararası bir organizasyondur. V. Nesil reaktörler tamamen teoriktir ve henüz uygulanabilir olarak görülmemektedir.

GIF, IV. nesle aday altı reaktör teknolojisini seçti: gaz soğutmalı hızlı reaktör (GFR), kurşun soğutmalı hızlı reaktör (LFR), erimiş tuz reaktörü (MSR), sodyum soğutmalı hızlı reaktör (SFR), süper kritik su soğutmalı reaktör (SCWR) ve çok yüksek sıcaklık reaktörü (VHTR). Tasarımlar geliştirilmiş güvenlik, sürdürülebilirlik, verimlilik ve maliyeti hedefler. Dünya Nükleer Birliği bazılarının 2030'dan önce ticari faaliyete geçebileceğini öne sürmesine rağmen ilk ticari santrallerin 2040–2050'den önce olması beklenmiyor.

En gelişmiş Gen IV tasarımı sodyum soğutmalı hızlı reaktördür. Gösteri tesislerini destekleyen fonlardan en büyük payı aldı. Moir ve Teller, daha az gelişmiş bir teknoloji olan erimiş tuz reaktörünün altı model arasında potansiyel olarak en büyük pasif güvenliğe sahip olduğunu düşünüyor.

Çok yüksek sıcaklıklı reaktörler, önceki nesillere göre çok daha yüksek sıcaklıklarda çalışır. Bu, kükürt-iyot döngüsü ve verimli hidrojen üretimi gibi karbon-nötr yakıtların sentezi için yüksek sıcaklıkta elektroliz sağlar.

Generation IV International Forum (GIF), "bir veya daha fazla IV. enerji ... nükleer güvenlik, atık, yayılma ve kamuoyu algısı endişelerini tatmin edici bir şekilde ele alırken" GEN IV teknolojilerinin gelişimini koordine eder.

Forum, Ocak 2000'de ABD Enerji Bakanlığı'nın (DOE) Nükleer Enerji Ofisi tarafından "dördüncü neslin fizibilite ve performansını test etmek için gerekli nükleer sistemleri araştırma ve geliştirmeyi ve 2030 yılına kadar endüstriyel dağıtım için kullanılabilir hale getirmeyi amaçlayan uluslararası işbirliğine dayalı bir çaba" olarak başlatıldı." 2001'de kuruldu.

2021 itibarıyla aktif üyeler şunlardı: Avustralya, Kanada, Çin, Avrupa Atom Enerjisi Topluluğu (Euratom), Fransa, Japonya, Rusya, Güney Afrika, Güney Kore, İsviçre, Birleşik Krallık ve Amerika Birleşik Devletleri. Aktif olmayan üyeler Arjantin ve Brezilya'dır.

Brüksel'deki 36. GIF toplantısı Kasım 2013'te yapıldı. Her forum üyesi tarafından reaktör tasarım ve faaliyetlerine kısa bir genel bakış sunuldu. Önümüzdeki on yıl için Ar-Ge hedeflerini detaylandıran teknoloji yol haritasının bir güncellemesi Ocak 2014'te yayınlandı.

GIF, 2000 yılında "performans aşaması her sistem için tamamlandıktan sonra, bir tanıtım sisteminin ayrıntılı tasarım ve inşası için en az altı yıl ve birkaç milyar ABD Doları gerekli olacaktır" dedi. 2013 Yol Haritası güncellemesinde, performans ve demonstrasyon aşamaları önemli ölçüde ileri tarihlere kaydırılırken, ticarileştirme için herhangi bir hedef belirlenmedi. GIF'e göre, "Ticari Gen IV sistemlerinin konuşlandırılması en az yirmi veya otuz yıl alacaktır."

Başlangıçta birçok reaktör tipi ele alındı; daha sonra en umut verici teknolojilere odaklanacak şekilde rafine edildi. Üç sistem nominal olarak termal ve dördü hızlı reaktördür. Çok Yüksek Sıcaklık Reaktörü (VHTR) potansiyel olarak yüksek kaliteli proses ısısı sağlayabilir. Hızlı reaktörler, atıkları azaltmak için aktinitleri yakma imkanı sunar ve tükettiklerinden daha fazla yakıt üretebilir. Sistemler sürdürülebilirlik, güvenlik, ekonomi, yayılma direnci (perspektife bağlı olarak) ve fiziksel koruma konularında önemli ilerlemeler sunar.

Termal reaktör, yavaş veya termal nötron kullanan bir nükleer reaktördür. Fisyon tarafından yayılan nötronların yakıt tarafından yakalanma olasılığını artırmak amacıyla yavaşlatmak için nötron moderatörü kullanılır.

Yüksek sıcaklık gaz-soğutmalı reaktör (HTGR) tipik olarak geleneksel reaktörlerin iki veya üç katı sıcaklıklarda çalışır. Grafit kontrollüdür ve helyum soğutması kullanır. Daha düşük güç yoğunluğu sunar. 1940'larda ortaya çıktı ve yeni olgunlaşmaya başladı.

HTGR, TRISO partikül yakıtı ile çalışır. Yakıt bireysel parçacıklardan yapılmıştır. TRISO, nihai atık ürünleri stabilize etmek için üç kat karbon veya seramik malzemelerle kaplanmış uranyum, karbon ve oksijenden oluşur.

Yakıt silindirik veya "çakıl taşları" adı verilen bilardo topu büyüklüğünde küreler halinde imal edilir. Nötron, korozyon, oksidasyon ve yüksek sıcaklıklara karşı konvansiyonel yakıtlara göre daha dayanıklıdır. Bu çakıllar yüksek sıcaklıklarda çalışabilen reaktörde erimezler. Yakıt reaktör boyunca kademeli olarak ilerler. Kullanılan çakıllar reaktörün altından çıkarken üstte taze çakıllar onların yerini alır.

Çok yüksek sıcaklıklı reaktör (VHTR), helyum veya erimiş tuz kullanan, tek geçişli uranyum yakıt döngüsüne sahip, grafit kontrollü bir çekirdeğe sahiptir. Reaktörün tasarımı, 1.000 °C'lik bir çıkış sıcaklığı öngörmektedir. Çekirdek prizmatik blok veya çakıl yataklı tasarım olabilir. Yüksek sıcaklıklar termokimyasal kükürt-iyot çevrimi işlemi yoluyla proses ısısı veya hidrojen üretimi gibi uygulamaları mümkün kılar.

Ocak 2016'da, Amerika Birleşik Devletleri Enerji Bakanlığı tarafından reaktör geliştirmelerini ilerletmek için X-energy'ye 40 milyon $'a kadar beş yıllık bir hibe sağlandı. Xe-100, 80 MWe veya 'dörtlü paket' içinde 320 MWe üretecek bir PBMR'dir.

Erimiş tuz reaktörü (MSR), yakıtın kendisi veya birincil soğutucunun erimiş bir tuz karışımı olduğu reaktör türüdür. Yüksek sıcaklık ve düşük basınçta çalışır.

Erken termal spektrum kavramları ve güncel olanların çoğu, erimiş florür tuzu içinde çözülmüş uranyum tetraflorür (UF4) veya toryum tetraflorür (ThF4) üzerine kuruludur. Akışkan, grafit nötron moderatörlü bir çekirdeğe akarak kritik eşiğe ulaşır. Yakıt grafit bir matris içinde dağılmış olabilir. Tasarımlar, fisyon olaylarına neden olan nötronların ortalama hızının daha yüksek olması nedeniyle termal reaktörden daha doğru bir şekilde epitermal reaktör olarak adlandırılır.

MCSFR grafit moderatörünü ortadan kaldırır. Yeterli miktarda tuz ve bölünebilir malzeme kullanarak kritikliğe ulaşırlar. Çok daha fazla yakıt tüketebilir ve yalnızca kısa ömürlü atık bırakabilir.

Çoğu MSR tasarımı, 1960'ların Erimiş Tuz Reaktörü Deneyinden (MSRE) türetildi. Varyantlar arasında, daha büyük kapalı yakıt döngüsü yeteneklerine yardımcı olmak için genellikle bir metal klorür, örneğin plütonyum (III) klorür olan erimiş tuz yakıtlı bir soğutma ortamı olarak kurşun kullanan kavramsal İkili sıvı reaktörü bulunur. Diğer dikkate değer yaklaşımlar arasında, erimiş tuzu geleneksel reaktörlerin yerleşik yakıt çubuklarında kaplayan Kararlı Tuz Reaktörü (SSR) konsepti yer alır. Bu son tasarım, 2015 yılında danışmanlık firması Energy Process Development tarafından en rekabetçi tasarım bulundu.

Geliştirilmekte olan başka bir tasarım da TerraPower'ın Erimiş Klorür Hızlı Reaktörüdür. Konsetpt atmosferik basınçta reaktör çekirdeğindeki doğal sıvı uranyum ve erimiş klorür soğutucuyu karışımıyla çok yüksek sıcaklıklara ulaşır.

MSR'nin bir diğer özelliği olasılıkla termal spektrumlu bir nükleer atık yakıcı olmasıdır. Geleneksel olarak, yalnızca hızlı spektrumlu reaktörlerin kullanılmış nükleer yakıtın yeniden kullanımı veya azaltılması için uygun olduğu düşünülür. Atık yakma, kullanılmış nükleer yakıttaki uranyumun bir kısmının toryum ile değiştirilmesiyle sağlandı. Transuranik elementlerin (örneğin plütonyum ve amerikyum) net üretim oranı, tüketim oranının altındadır, böylece nükleer atık depolama ve nükleer yayılma gibi teknik sorunlar azalır.

Süperkritik su reaktörü azaltılmış ılımlı bir su reaktörü konseptidir. Yakıt içindeki fisyona neden olan nötronların ortalama hızı termal reaktörlerdeki nötronlardan daha hızlı olduğu için epitermal reaktör olarak adlandırılır. Çalışma sıvısı olarak kritik üstü su kullanır. SCWR'ler temel olarak doğrudan, tek seferlik bir ısı değişim döngüsü ile daha yüksek basınç ve sıcaklıklarda çalışan hafif su reaktörleridir (LWR). Genel olarak tasavvur edildiği gibi, kaynayan su reaktörü (BWR) gibi doğrudan bir döngüde çalışacaktı. Çalışma sıvısı olarak süper kritik su (kritik kütle ile karıştırılmamalıdır) kullandığından, yalnızca bir su fazına sahip olacaktır. Bu, ısı değişim yöntemini basınçlı su reaktörüne (PWR) daha benzer hale getirir. Hem mevcut PWR'lerden hem de BWR'lerden çok daha yüksek sıcaklıklarda çalışabilir.

Süper kritik su soğutmalı reaktörler (SCWR'ler), yüksek termal verimlilik (yani, mevcut LWR'lerin %33'üne karşılık yaklaşık %45) ve önemli ölçüde basitleştirme sunar.

SCWR'nin misyonu, düşük maliyetli elektrik üretimidir. Kanıtlanmış iki teknoloji üzerine inşa edilmiştir, en yaygın kullanılan güç üreten reaktörler olan LWR'ler ve yine geniş kullanımda olan aşırı ısıtılmış fosil yakıtla çalışan kazanlar.

SCWR'ler, BWR ve LWR'lerin buhar patlaması ve radyoaktif buhar salımı tehlikelerinin yanı sıra son derece pahalı olan ağır basınçlı kap, boru, valf ve pompalara olan ihtiyacı paylaşır. Bu problemler, daha yüksek sıcaklıkları nedeniyle SCWR'ler için doğal olarak daha şiddetlidir.

Hızlı reaktörler fizyon nötronlarını moderatörsüz kullanabilen bir reaktörlerdir. Hızlı reaktörler, tüm aktinitleri "yakacak" veya parçalayacak şekilde yapılandırılabilir ve yeterli zaman verilirse, bu nedenle mevcut dünya termal nötron hafif su reaktörleri filosu tarafından üretilen kullanılmış nükleer yakıttaki aktinit fraksiyonunu büyük ölçüde azaltabilir ve yakıt döngüsünü kapatabilir. Alternatif olarak, farklı şekilde yapılandırılırsa tükettiklerinden daha fazla aktinit yakıtı üretebilirler.

Gaz-soğutmalı hızlı reaktör (GFR) hızlı nötron spektrumu ve kapalı yakıt döngüsüne sahiptir. Reaktör helyum soğutmalı ve çıkış sıcaklığı 850 °C dir. Çok yüksek sıcaklık reaktörünü (VHTR) daha sürdürülebilir bir yakıt döngüsüne taşır. Yüksek termal verimlilik doğrudan bir Brayton çevrimi gaz türbiniyle sağlanır. Çeşitli yakıt formları değerlendirilmektedir: kompozit seramik yakıt, gelişmiş yakıt parçacıkları veya seramik kaplı aktinit bileşikleri. Çekirdek konfigürasyonlar, pim veya plaka tabanlı yakıt tertibatları veya prizmatik blokları içerir.

GoFastR : 2013 yılında Alman, İngiliz ve Fransız enstitüleri, devam eden endüstriyel ölçekli tasarım konusunda 3 yıllık bir işbirliği çalışmasını tamamladı. Sürdürülebilir bir VHTR yapmak amacıyla AB'nin 7. FWP çerçeve programı tarafından finanse edildi.

En büyük iki deneysel reaktör Rusya'dadır; BN-600 ve BN-800. Bu santraller, OKBM Afrikantovun ilk IV. nesil reaktörü olan BN-1200'ün inşasında uygulanacak deneyim ve teknolojik çözümler sağlamak için kullanılıyor. Şimdiye kadar işletilen en büyük reaktör, 1996'da hizmetten çıkarılan 1200 MWe'nin üzerindeki Fransız Superphenix reaktörüydü.

Hindistan'da, Hızlı Yetiştirici Test Reaktörü (FBTR) Ekim 1985'te kritik seviyeye ulaştı. Eylül 2002'de, FBTR'deki yakıt yakma verimliliği ilk kez 100.000 megavat-gün/metrik ton uranyum (MWd/MTU) işaretine ulaştı. Bu, Hindistan damızlık reaktör teknolojisinde önemli bir kilometre taşı olarak kabul edilir. Bu deneyimi kullanarak, 5.677 INR (~900 milyon ABD Doları) maliyetle 500 MWe Sodyum soğutmalı hızlı bir reaktör olan Prototip Hızlı Yetiştirme Reaktörü inşa ediliyor. Çok sayıda gecikmeden sonra hükümet, Mart 2020'de reaktörün Aralık 2021'de faaliyete geçebileceğini bildirdi. PFBR'yi, her biri 600 MW e olan altı adet daha Ticari Hızlı Üreten Reaktör (CFBR) takip edecekti.

Gen-IV SFR oksit yakıtlı hızlı üretici ve metal yakıtlı entegre hızlı reaktör üzerine inşa edilen bir projedir. Hedefleri, uranyum kullanım verimliliğini transuranik izotopları ortadan kaldırarak plütonyum üretmek suretiyle artırmaktır. Reaktör herhangi bir transuranik izotopun (bazı durumlarda yakıt olarak) tüketilmesine izin verecek şekilde tasarlanmış, hızlı nötronlar üzerinde çalışan, moderatörsüz bir çekirdek kullanır. SFR yakıtı, reaktör aşırı ısındığında genleşir ve zincirleme reaksiyonu otomatik olarak yavaşlatarak onu pasif olarak güvenli hale getirir.

SFR reaktör konsepti, sıvı sodyum ile soğutulur ve metalik bir uranyum ve plütonyum alaşımı veya hafif su reaktörlerinin "nükleer atığı" olan kullanılmış nükleer yakıtla beslenir. SFR yakıtı çelik kaplama içindedir. Sıvı sodyum, yakıt düzeneğini oluşturan kaplamalı elemanlar arasındaki boşluğu doldurur. Tasarım zorluklarından biri, su ile temas ettiğinde patlayıcı bir şekilde reaksiyona giren sodyum ile ilgili risklerdir. Soğutucu olarak su yerine sıvı metal kullanılması, riski azaltır ve sistemin atmosferik basınçta çalışmasını sağlar.

Avrupa Sürdürülebilir Nükleer Sanayi Girişimi, üç adet IV. nesil reaktör sistemini finanse etti. Endüstriyel Gösteri için Gelişmiş Sodyum Teknik Reaktörü ( ASTRID ), Ağustos 2019'da iptal edilen sodyum soğutmalı bir hızlı reaktördü.

GE Hitachi'nin PRISM reaktörü, 1984-94 yılları arasında Argonne Ulusal Laboratuvarı tarafından geliştirilen Entegre Hızlı Reaktörün (IFR) modernize edilmiş ticari bir uygulamasıydı. PRISM'in birincil amacı, yeni yakıt üretmek yerine diğer reaktörlerinkullanılmış nükleer yakıtını yakmaktır. Tasarım kullanılmış nükleer yakıtta bulunan bölünebilir elementlerin yarı ömürlerini azaltırken bir yan ürün olarak büyük ölçüde elektrik üretir.

Kurşun soğutmalı hızlı reaktör (LFR) kapalı bir yakıt döngüsüne sahip hızlı nötron spektrumlu bir kurşun veya kurşun/bizmut ötektik (LBE) soğutucu içerir. Teklifler arasında küçük bir 50 ila 150 MWe Uzun bir yakıt ikmal aralığına sahip, 300 ile 400 MWe arasında derecelendirilen modüler bir sistem ve 1.200' MWede büyük bir yekpare tesis içeriyor. Yakıt, verimli uranyum ve transuranikler içeren metal veya nitrür bazlıdır. Reaktör, 550-800 °C'lik bir reaktör çıkış soğutma sıvısı sıcaklığı ile doğal konveksiyonla soğutulur. Daha yüksek sıcaklık termokimyasal işlemlerle hidrojen üretimini sağlar.

Avrupa Sürdürülebilir Nükleer Sanayi Girişimi, MYRRHA adlı hızlandırıcı güdümlü bir alt kritik reaktör olan 100 MWt LFR'yi finanse ediyor. 2036 yılına kadar Belçika'da inşa edilmesi bekleniyor. Guinevere adlı güçü azaltılmış bir model, Mart 2009'da Mol'da başlatıldı ve 2012'de faaliyete geçti.

Geliştirilmekte olan diğer iki kurşun soğutmalı hızlı reaktör, OKB Gidropress tarafından Rusya'da tasarlanan modüler bir SVBR-100 ve BREST-OD-300 'dir. SVBR-100'den sonra geliştirilecek çekirdeğin etrafındaki verimli örtüden vazgeçecek ve çoğalma direncini arttırdığı iddia edilen sodyum soğutmalı BN-600 reaktör tasarımının yerini alacaktır. Hazırlık inşaat çalışmaları Mayıs 2020'de başladı.

GEN-IV Forumu, reaktör güvenlik paradigmasını, nükleer kaza olasılığını ortadan kaldırmak için yeniden çerçevelendiriyor. Aktif ve pasif güvenlik sistemleri en az III. Nesil sistemler kadar etkili olacak ve en ciddi kazaları fiziksel olarak imkansız hale getirecektir.

SFRde soğutucu olarak metalik sodyumun kullanılması özel bir risk barındırıyor. Sodyum su ile patlayarak reaksiyona girer. Argon, sodyum oksidasyonunu önlemek için kullanılır. Argon havadaki oksijenin yerini alabilir ve işçiler için Japonya, Tsuruga'daki döngü tipi Prototip Hızlı Yetiştirici Reaktör Monju'da görüldüğü gibi hipoksi endişeleri yaratır. Kurşun veya erimiş tuz soğutucuların kullanılması, daha az reaktif oldukları ve yüksek donma sıcaklığı ve ortam basıncına sahip oldukları için bu sorunu azaltır. Kurşun, sodyumdan çok daha yüksek viskozite, çok daha yüksek yoğunluk, daha düşük ısı kapasitesi ve daha fazla radyoaktif nötron aktivasyon ürününe sahiptir.

Birden çok kavramsal Gen-IV tasarımları oluşturuldu. Örneğin, Fort St. Vrain Üretim İstasyonu ve HTR-10'daki reaktörler önerilen Gen-IV VHTR tasarımlarına benzer ve havuz tipi EBR-II, Phénix, BN-600 ve BN-800 reaktörü önerilen havuza benzer Gen IV SFR tasarımlarıdır.

Nükleer mühendis David Lochbaum, "yeni reaktörler ve kazalarla ilgili sorun iki yönlüdür: simülasyonlarda planlaması imkansız olan senaryolar ortaya çıkar ve insanlar hata yapar" diye uyarıyor. ABD'deki bir araştırma laboratuvarının bir yöneticisi "yeni reaktörlerin imalatı, inşası, işletilmesi ve bakımı dik bir öğrenme eğrisiyle karşı karşıya kalacak: ileri teknolojilerin daha yüksek kaza ve hata riski olacaktır. Teknoloji kanıtlanabilir ama insanlar değil" diyor.