A nemzetközi fórum Generation IV ( angolul : Generation IV International Forum , vagy GIF ) egy olyan kezdeményezés, a Department of Energy, az Egyesült Államok által elérni kívánt nemzetközi együttműködés fejlesztése az úgynevezett negyedik nukleáris rendszerek generáció .
A jelenleg üzemelő reaktorokat II. Vagy III. Generációnak tekintjük ( EPR , AP1000 ). A reaktorok első generációja az 1970 előtt épített kísérleti és ipari reaktoroknak felel meg .
A IV. Generációs atomreaktorok a 2000–2020 közötti időszakban nagyrészt még mindig azon koncepciók szakaszában vannak , amelyeken a IV. Generációs nemzetközi fórum keretein belül összehangolt kutatás kezdődik. 2006-ban e reakciók egyikén alapuló kereskedelmi reaktor üzembe helyezését nem tervezték 2030 előtt, amely időpontot el lehet halasztani.
A célok adott reaktorok 4 -én generáció:
Megjelenik a rendszer koncepciója: minden reaktort meg kell tervezni és társítani kell saját tüzelőanyag-ciklusához (az üzemanyag gyártásától a hulladékkezelésig) .
A IV. Generációs Nemzetközi Fórumnak összehasonlítania kell a lehetséges lehetséges nukleáris rendszereket a fentiekben meghatározott kritériumokkal, figyelembe véve a különböző koncepciók összes sajátosságát, túl a II. És III. Generációs reaktorok validálásához használt technikai-gazdasági modelleken (lásd: A megvalósítandó eszközök szakasza) ).
A reaktor-koncepciók eredeti listáját első lépésben a legígéretesebb koncepciókra redukálták a GIF keretében végzett elemzés szerint. Végül hat koncepció maradt meg a kutatás és fejlesztés szakaszában:
A koncepciótól függően az elektromos energia termelésén túl konkrét alkalmazások is felmerülhetnek : hidrogéntermelés , aktinidek elégetése , transzmutáció stb. A gyorsító (ADS) által irányított atomreaktort nem tartották meg a koncepciók között, üzembe helyezését 2030-ig nem lehet elképzelni.
A reaktor nagyon magas hőmérsékleten ( nagyon magas hőmérsékletű reaktorban , VHTRs) áll, egy szív mérsékelt grafit . Hőátadó gáz ( hélium ) kering ott, és közvetlen ciklusú turbinát hajt az áramtermeléshez. Számos hasadó tüzelőanyag lehetséges (urán, plutónium, esetleg kisebb aktinidekkel), prizmatikus vagy kavicságyas elrendezéssel . A kimeneti hőmérséklet szív a koncepció körülbelül 1000 ° C-on .
Előfordulhat, hogy nincs turbina, hanem egy hőcserélő, amely nagyon magas hőmérsékleten (tHT) kalóriákat nyer vissza és termokémiai eljárást szolgáltat ( jód-kén típusú ) a H 2 előállításához .
Cycle modellek több újrahasznosítási vizsgálták, de a lehetőség is a magas égési árak vezet előnyben a ciklus közvetlen tárolása a kiégett fűtőanyag. A koncepció bizonyos változataiban a TRISO típusú üzemanyag-visszatartás várható teljesítménye Lehetővé tenné a reaktor betonházának megszüntetését, ami gazdaságilag kedvező lenne.
A szuperkritikus vízreaktor koncepciója a 2000-es évek eleji nyomás alatt álló vízreaktorok (PWR) és a forralóvizes reaktorok (BWR) legjobb tulajdonságainak felmérése . Ez egy könnyűvizes reaktor, amelynek hűtőfolyadék / moderátora szuperkritikus víz üzemi hőmérsékleten és nagyobb a nyomás, mint a 2006-ban üzembe helyezett reaktoroké. Ez a koncepció tehát a BWR közvetlen ciklusát és a PWR egyetlen folyadékfázisát használja.
A szuperkritikus fosszilis tüzelésű kazánok ihlették , kitűnő termodinamikai hatékonyságukkal (45% a jelenleg telepített PWR 33% -ához képest). Ezt a koncepciót széles körben tanulmányozzák, a 4. generációs nemzetközi fórumon részt vevő országokon túl.
Ez lehetővé teheti a mérsékelt tenyésztést , így mintegy százszor nagyobb energiakészlethez juthat, mint a jelenlegi reaktorokban.
Az olvadt só atomreaktor olvadt sót használ hűtőfolyadékként. Számos változatot tanulmányoztak, és néhány prototípust építettek. A jelenleg vizsgált fogalmak többsége egy grafitmagban keringő fluortartalmú sóban oldott üzemanyagon alapul (amely mérsékli a neutronokat és biztosítja a kritikusságot). Más elképzelések grafitban diszpergált üzemanyagon alapulnak, a só moderátorként működik. Az innovatív változatok kombinálják a reaktort egy soros újrafeldolgozó üzemmel a hasadási termékek folyamatos kinyerése érdekében.
A gázhűtéses gyorsreaktorok koncepciói különböző tüzelőanyag-konfigurációkon alapulnak (rudak, lemezek, prizmatikus), az üzemanyag különböző fizikai-kémiai formáin (különösen a kerámia alapú) és a hélium hűtőfolyadékon. A magkimenet hőmérséklete 850 ° C körül van . Az áramot egy gázturbina állítja elő közvetlen Brayton-ciklus szerint, amely biztosítja a jó hőhatékonyságot.
Az ólomhűtő gyorsreaktor koncepciója erőteljes fejlődésen ment keresztül a Szovjetunióban, különösen a szeverski Brest-300 projekt révén. A hűtőfolyadék ólomfém vagy ólom-bizmut eutektikus , a gyors neutronok számára átlátszó. Az üzemanyag fémes vagy dinitrós, és tartalmazhat transzuránokat. A hűtőfolyadék keringése a szívben természetes konvekcióval történik . A kimenő hőmérséklet 550 ° C nagyságrendű , egyes változatok elérik a 800 ° C-ot .
A gyors neutronreaktor és a nátrium- hűtőfolyadék koncepciója erőteljes fejlődésen ment keresztül, és jelentős tapasztalati visszajelzésekből származott, mire az olajellenes sokk lelassította az atomenergia kutatás-fejlesztését. Referencia változatában egy urán és plutónium (MOX) alapú oxid típusú tüzelőanyagon alapul, esetleg kisebb aktinidokkal kiegészítve, az elsődleges és a szekunder kör hűtőközege nátrium . A szétszerelési műveletek során a nátriumleeresztő lépés különösen kényes az ilyen típusú reaktorok esetében.
Körülbelül tizenöt ilyen típusú reaktor épült világszerte. 2018 végén csak a BN-600 és a BN-800 orosz és a CEFR kínaiak maradnak üzemképesek. Új reaktorok építése folyamatban van, nevezetesen Indiában ( Prototype Fast Breeder Reactor (en) ) és Kínában ( CFR-600 reaktor (en) , 2023-ra tervezik). Franciaország 2019-ig dolgozott az Astrid projekten .
A nukleáris ipar kialakítása három fő paramétertől függ:
A IV. Generációban figyelembe vett innovatív nukleáris ágazatok új eszközöket igényelnek a gazdasági értékelésükhöz , mivel jellemzőik jelentősen eltérnek a II. És III. Generációs nukleáris létesítményektől. A jelenlegi gazdasági modelleket nem az alternatív nukleáris technológiák vagy útvonalak összehasonlítására tervezték, hanem az atomenergia és a fosszilis alternatívák összehasonlítására . A természeti erőforrások (urán) árának becslésén alapuló előrejelzések megmutatták határaikat , Gyors neutronreaktorok esetén .
A negyedik generációs reaktorok hat koncepciójának érettségi állapota nagyon heterogén, és mindegyik különböző mértékben felveti a kutatási munkával járó biztonsági kérdéseket és a technológiai fejlődést a már működő azonos típusú reaktorokhoz képest.
A 2011-es fukusimai katasztrófát követően a IV. Generációs Nemzetközi Fórum tagjainak motivációja csökkent az atomipar visszaesése és a megújuló energiák fellendülése miatt szerte a világon.
A Réseau Sortir du atom emlékeztet a francia Superphénix prototípus reaktor „kudarcára” , és vitatja a IV . Generációs projekt innovatív aspektusait .
2021 márciusában a projekt résztvevői:
"2010 és 2014 között a 6000 m 3 nátrium eltávolítása a tartályból és a szekunder körből különösen kényes lépés volt ebben a projektben"