Mezinárodní fórum Generation IV ( anglicky : Generation IV International Forum , nebo GIF ) je iniciativa Ministerstvem energetiky Spojených států směřuje k dosažení mezinárodní spolupráce ve vývoji takzvaného čtvrtého jaderných systémů generace .
Reaktory, které jsou v současné době v provozu, jsou považovány za generaci II nebo III ( EPR , AP1000 ). První generace reaktorů odpovídá experimentálním a průmyslovým reaktorům vyrobeným před rokem 1970.
Jaderné reaktory generace IV jsou v letech 2000–2020 z velké části stále ve fázi koncepcí , na nichž začíná výzkum koordinovaný v rámci mezinárodního fóra generace IV. V roce 2006 se uvedení komerčního reaktoru založeného na jednom z těchto konceptů nepředpokládalo dříve než v roce 2030, což je datum, které by bylo možné odložit.
Cíle dány reaktorů 4 th generace jsou:
Objevuje se koncept systému: každý reaktor musí být navržen a spojen s vlastním palivovým cyklem (od výroby paliva po nakládání s odpady) .
Mezinárodní fórum generace IV musí porovnat různé možné jaderné systémy s výše uvedenými kritérii, s přihlédnutím ke všem zvláštnostem různých konceptů, nad rámec technicko-ekonomických modelů používaných k validaci reaktorů generace II a III (viz část Prostředky, které mají být implementovány) ).
Původní seznam konceptů reaktorů byl v první fázi redukován na nejslibnější koncepty podle analýzy provedené v rámci GIF. Ve fázi výzkumu a vývoje bylo nakonec zachováno šest konceptů :
V závislosti na konceptu lze uvažovat o konkrétních aplikacích mimo výrobu elektrické energie : výroba vodíku , spalování aktinidů , transmutace atd. Jaderný reaktor pilotoval urychlovač (ADS) nebyla zachována mezi pojmy, jeho uvedení do provozu není možné počítat v roce 2030.
Reaktoru při velmi vysokých teplotách ( velmi vysoké teploty v reaktoru , VHTRs), se skládá ze srdce až středně grafitu . Koluje tam teplonosný plyn ( hélium ), který pohání turbínu s přímým cyklem pro výrobu elektřiny. Je možné použít několik štěpných paliv (uran, plutonium s případně menšími aktinidy) s hranolovým nebo oblázkovým uspořádáním . Výstupní teplota Srdcem konceptu je asi 1000 ° C .
Tam může být také bez turbíny, ale výměník zotavuje kalorií při velmi vysoké teplotě (THT) poskytnul termochemické proces (na jód síry typu ) pro výrobu H 2 .
Byly studovány modely cyklů s vícenásobnou recyklací, ale možnost dosažení vysokých rychlostí spalování vede k upřednostňování cyklu s přímým skladováním ozářeného paliva. V určitých variantách koncepce by očekávaný výkon kontejnmentu paliva typu TRISO Umožnil zbavit se betonového krytu reaktoru, což by bylo ekonomicky výhodné.
Koncept superkritického vodního reaktoru je pokusem o nejlepší vlastnosti tlakovodních reaktorů (PWR) a varných vodních reaktorů (BWR) na počátku roku 2000. Jedná se o lehkovodní reaktor, jehož chladicí / moderátorová voda je superkritická voda při provozní teplotě a tlak vyšší než u reaktorů nasazených v roce 2006. Tento koncept proto využívá přímý cyklus BWR a jednu fluidní fázi PWR.
Inspiruje se také superkritickými kotli na fosilní paliva , které vynikají zlepšenou termodynamickou účinností (45% ve srovnání s 33% aktuálně používaných PWR). Tento koncept je široce studován mimo země účastnící se mezinárodního fóra Generace 4.
Mohlo by to umožnit umírněné šlechtění , a tak poskytnout přístup k energetickým rezervám zhruba stokrát větší než v současných reaktorech.
Roztavená sůl jaderného reaktoru používá roztavenou sůl jako chladivo. Bylo studováno mnoho variant a vyrobeno několik prototypů. Většina aktuálně studovaných konceptů je založena na palivu rozpuštěném ve fluorované soli cirkulující v grafitovém jádru (které moderuje neutrony a zajišťuje kritičnost). Další koncepty jsou založeny na palivu rozptýleném v grafitu, přičemž sůl působí jako moderátor. Inovativní varianty kombinují reaktor s in-line přepracovatelským zařízením pro nepřetržitou těžbu štěpných produktů.
Koncepty plynem chlazených rychlých reaktorů jsou založeny na různých konfiguracích paliva (tyče, desky, prizmatické), různých fyzikálně-chemických formách paliva (zejména na keramické bázi) a heliovém chladivu. Teplota na výstupu z jádra je kolem 850 ° C. Elektřina je vyráběna plynovou turbínou podle přímého Braytonova cyklu, který zajišťuje dobrou tepelnou účinnost.
Koncept rychlého reaktoru s olověným chladičem zaznamenal v SSSR silný rozvoj, zejména prostřednictvím projektu Brest-300 v Seversku. Chladicí kapalinou je olovnatý kov nebo eutektikum olovo-vizmut , transparentní pro rychlé neutrony. Palivo je kovové nebo dusné a může obsahovat transurany. Cirkulace chladicí kapaliny v srdci probíhá přirozenou konvekcí . Výstupní teplota je řádově 550 ° C , některé varianty dosažení 800 ° C .
Koncept rychlého neutronového reaktoru a chladicí kapaliny sodíku prošel silným vývojem a těžil z významné zpětné vazby zkušeností, než ropný protišok zpomalil výzkum a vývoj v jaderné energii. Ve své referenční verzi je založen na palivu oxidového typu na bázi uranu a plutonia (MOX), případně doplněného malými aktinidy, přičemž chladicí kapalinou primárního a sekundárního okruhu je sodík . Během demontáže je krok vypouštění sodíku pro tento typ reaktoru obzvláště delikátní.
Asi patnáct reaktorů tohoto typu bylo vyrobeno po celém světě. Na konci roku 2018 zůstávají v provozu pouze ruské BN-600 a BN-800 a čínské CEFR . Nové reaktory jsou však ve výstavbě, zejména v Indii ( Prototype Fast Breeder Reactor (en) ) a v Číně (reaktor CFR-600 (en) , plánovaný na rok 2023). Francie pracovala na projektu Astrid do roku 2019.
Návrh jaderného průmyslu závisí na třech hlavních parametrech:
Tyto inovativní jaderném průmyslu, považované v Generation IV vyžadují nové nástroje pro jejich ekonomické vyhodnocení , protože jejich vlastnosti se značně liší od těch generace II a III jaderných zařízení. Současné ekonomické modely nebyly navrženy k porovnání alternativních jaderných technologií nebo cest, ale spíše k porovnání jaderné energie s fosilními alternativami. Projekce založené na odhadu ceny přírodních zdrojů (uranu) ukázaly své limity , V případě rychlých neutronových reaktorů .
Stav vyspělosti šesti konceptů reaktorů čtvrté generace je vysoce heterogenní a všechny v různé míře vyvolávají bezpečnostní problémy spojené s výzkumnou prací a technologickým pokrokem ve srovnání s reaktory stejného typu, které jsou již v provozu.
Po katastrofě ve Fukušimě v roce 2011 klesla motivace členů Mezinárodního fóra Generace IV kvůli útlumu v jaderném průmyslu a rozmachu obnovitelných energií po celém světě.
Réseau Sortir du jaderné připomíná, že „selhání“ v Superphénix prototypu reaktoru ve Francii a soutěží inovativní aspektech Generation IV projektu .
V březnu 2021 jsou účastníky projektu:
„V letech 2010 až 2014 bylo odstranění 6 000 m 3 sodíku z nádrže a sekundárního okruhu v tomto projektu obzvláště choulostivým krokem“