IV. nesil reaktör - Vikipedi

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).[1][2] 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.[3][4]

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.[3][5]

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.[2]

IV. Nesil Uluslararası Forumu

[değiştir | kaynağı değiştir]

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"[6] GEN IV teknolojilerinin gelişimini koordine eder.[2]

Forum, Ocak 2000'de ABD Enerji Bakanlığı'nın (DOE)[7] 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.[1]

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.[8]

Brüksel'deki 36. GIF toplantısı Kasım 2013'te yapıldı.[9][10] Her forum üyesi tarafından reaktör tasarım ve faaliyetlerine kısa bir genel bakış sunuldu.[11] Önümüzdeki on yıl için Ar-Ge hedeflerini detaylandıran teknoloji yol haritasının bir güncellemesi Ocak 2014'te yayınlandı.[12]

Zaman Çizelgeleri

[değiştir | kaynağı değiştir]

Forum, altı sistemin her biri için zaman çizelgeleri sundu. Araştırma ve geliştirme üç aşamaya ayrılıyor:

  • Uygulanabilirlik: temel kavramları ilgili koşullar altında test edin; tüm "potansiyel teknik şov durdurucuları" tanımlayın ve çözün;
  • Performans: prototipik koşullar altında "mühendislik ölçeğindeki süreçleri, olguları ve malzeme yeteneklerini" doğrulayın ve optimize edin;
  • Gösterim: ayrıntılı tasarımı tamamlayın ve lisanslayın ve prototip veya tanıtım sistemlerinin yapım ve işletimini gerçekleştirin.[12]

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.[13] 2013 Yol Haritası güncellemesinde, performans ve demonstrasyon aşamaları önemli ölçüde ileri tarihlere kaydırılırken, ticarileştirme için herhangi bir hedef belirlenmedi.[12] GIF'e göre, "Ticari Gen IV sistemlerinin konuşlandırılması en az yirmi veya otuz yıl alacaktır."[6]

Reaktör tipleri

[değiştir | kaynağı değiştir]

Başlangıçta birçok reaktör tipi ele alındı; daha sonra en umut verici teknolojilere odaklanacak şekilde rafine edildi.[4] 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 reaktörler

[değiştir | kaynağı değiştir]

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 reaktörü (HTGR)

[değiştir | kaynağı değiştir]

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.

Idaho Ulusal Laboratuvarı 2012 yılında Areva'nın prizmatik blok Antares reaktörüne benzer bir tasarımın prototip olarak 2021 yılına kadar konuşlandırılmasını onayladı.[14]

Çin hükûmeti, 2012 yılında HTR-PM 200-MW yüksek sıcaklıklı demo çakıl yataklı reaktörün inşasına başladı.[15]

Çok yüksek sıcaklık reaktörü (VHTR)

[değiştir | kaynağı değiştir]
Çok yüksek sıcaklık reaktörü

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.[16][17][18] Xe-100, 80 MWe veya 'dörtlü paket' içinde 320 MWe üretecek bir PBMR'dir.[19]

Erimiş tuz reaktörü (MSR)

[değiştir | kaynağı değiştir]
Erimiş Tuz Reaktörü (MSR)

Erimiş tuz reaktörü (MSR), yakıtın kendisi veya birincil soğutucunun erimiş bir tuz karışımı olduğu reaktör türüdür. Yüksek sıcaklık ve düşük basınçta çalışır.[20]

Erimiş tuz termal, epitermal ve hızlı reaktörler için kullanılabilir. 2005'ten bu yana hızlı spektrumlu MSR'ler (MSFR) odak olmuştur.[21]

Diğer tasarımlar entegre erimiş tuz (örn. IMSR) ve erimiş klorür tuzu hızlı reaktörleri (MCSFR) içeriyor.

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.[22]

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.[23][24]

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.[25]

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.

Süper kritik su soğutmalı reaktör (SCWR)

[değiştir | kaynağı değiştir]
Süperkritik Su Soğutmalı Reaktör (SCWR)

Süperkritik su reaktörü[20] 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.

Geliştmekte olan bir tasarım, çift girişli ve 0,95 üreme oranına sahip bir Rus SCWR olan VVER -1700/393'tür (VVER-SCWR veya VVER-SKD).[26]

Hızlı reaktörler

[değiştir | kaynağı değiştir]

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)

[değiştir | kaynağı değiştir]
Gaz Soğutmalı Hızlı Reaktör (GFR)

Gaz-soğutmalı hızlı reaktör (GFR)[20] 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.

Avrupa Sürdürülebilir Nükleer Sanayi Girişimi, üç adet IV. nesil reaktör sistemi için finansman sağladı:

  • Allegro: orta veya doğu Avrupa için planlanan 100 MWt gaz soğutmalı hızlı reaktör.[27] Merkezi Avrupa Visegrád Grubu teknolojiyi takip ediyor.[28]
  • GoFastR : 2013 yılında Alman, İngiliz ve Fransız enstitüleri, devam eden endüstriyel ölçekli tasarım konusunda 3 yıllık bir işbirliği çalışmasını tamamladı.[29] Sürdürülebilir bir VHTR yapmak amacıyla AB'nin 7. FWP çerçeve programı tarafından finanse edildi.[30]

Sodyum soğutmalı hızlı reaktör (SFR)

[değiştir | kaynağı değiştir]
Sodyum Soğutmalı Hızlı Reaktör havuz tasarımı (SFR)

Birçok ülkede sodyum soğutmalı (SCFR') hızlı reaktörler 1980'lerden beri işletilmektedir.

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.[31] 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 hükûmet, Mart 2020'de reaktörün Aralık 2021'de faaliyete geçebileceğini bildirdi.[32] PFBR'yi, her biri 600 MW e olan altı adet daha Ticari Hızlı Üreten Reaktör (CFBR) takip edecekti.

Gen-IV SFR[20] 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.[33]

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.

1990'larda Integral hızlı reaktör konseptinde (renkli) önerilen sürdürülebilir yakıt döngüsü, piro işleme teknolojisinin bir animasyonu da mevcuttur.[34]
IFR konsepti (Daha net metinli Siyah Beyaz)

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[35] sodyum soğutmalı bir hızlı reaktördü.[36]

Gen-IV SFR'nin, on yıl boyunca Hanford'da işletilen 400 MWe Hızlı Akı Test Tesisi gibi çok sayıda öncüsü mevcuttur.

20 MWe EBR II, Idaho Ulusal Laboratuvarında otuz yılı aşkın bir süre çalıştıktan sonra 1994 yılında kapatıldı.

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

[değiştir | kaynağı değiştir]
Kurşun Soğutmalı Hızlı Reaktör

Kurşun soğutmalı hızlı reaktör (LFR)[20] 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[27] ve 2012'de faaliyete geçti.[37]

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.[26] Hazırlık inşaat çalışmaları Mayıs 2020'de başladı.[38]

Değerlendirme

[değiştir | kaynağı değiştir]

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.[39]

Gen II-III'e göre, Gen IV reaktörleri şunları içerir:

  • Binlerce yıl yerine birkaç yüzyıl radyoaktif kalan nükleer atık[40]
  • Aynı miktarda nükleer yakıttan 100–300x enerji verimi[41]
  • Kapsüllenmemiş ham yakıtlar (çakılsız MSR, LFTR ) dahil olmak üzere daha geniş yakıt yelpazesi.
  • Mevcut nükleer atıkları yakma ve elektrik üretme potansiyeli: kapalı bir yakıt döngüsü.
  • Ortam basıncı çalışması, otomatik pasif reaktör kapatma ve alternatif soğutucular gibi özellikler aracılığıyla geliştirilmiş güvenlik.

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.[42] 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.[43] 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.[43]

Tasarım projeleri

[değiştir | kaynağı değiştir]
Gen IV reaktörleri için tasarımların özeti![44] Tip
Nötron Spektrumu soğutma sıvısı Sıcaklık (°C) Yakıt Döngüsü Boyut (MW) Örnek geliştiriciler
VHTR termal Helyum 900–1000 Açık 250–300 JAEA (HTTR ), Tsinghua Üniversitesi (HTR-10 ), Tsinghua Üniversitesi ve Çin Nükleer Mühendislik Şirketi (HTR-PM ),[45] X-enerjisi[46]
SFR Hızlı Sodyum 550 Kapalı 30–150, 300–1500, 1000–2000 TerraPower (Natrium, TWR ), Toshiba (4S ), GE Hitachi Nuclear Energy (PRISM ), OKBM Afrikantov (BN-1200 ), China National Nuclear Corporation (CNNC) (CFR-600 ),[47] Indira Gandhi Atom Araştırmaları Merkezi (Prototip Hızlı Üreten Reaktör )
SCWR Termal veya hızlı su 510–625 Açık veya kapalı 300–700, 1000–1500
GFR Hızlı Helyum 850 Kapalı 1200 Enerji Çarpan Modülü
LFR Hızlı Yol göstermek 480–800 Kapalı 20–180, 300–1200, 600–1000 BREST-OD-300, MYRRHA, MÜHÜRLEYİCİ[48]
MSR Hızlı veya termal Florür veya klorür tuzları 700–800 Kapalı 250–1000 Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR ), Copenhagen Atomics, Thorium Tech Solution (FUJI MSR ), Terrestrial Energy (IMSR ), Southern Company,[46] ThorCon

Ayrıca bakınız

[değiştir | kaynağı değiştir]

Kaynakça

[değiştir | kaynağı değiştir]
  1. ^ a b Welcome to Generation IV International forum. 3 Haziran 2016 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi. GIF (accessed Feb 2023)
  2. ^ a b c Locatelli (1 Ekim 2013). "Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects". Energy Policy. 61: 1503-1520. doi:10.1016/j.enpol.2013.06.101. 
  3. ^ a b "Can Sodium Save Nuclear Power?". Scientific American (İngilizce). 13 Ekim 2014. 29 Temmuz 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.  Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  4. ^ a b Generation IV Nuclear Reactors 30 Mart 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi.. World Nuclear Association, update Dec 2020
  5. ^ Moir (2005). "Thorium-Fueled Underground Power Plant Based on Molten Salt Technology". Nuclear Technology. 151 (3): 334-340. doi:10.13182/NT05-A3655. 4 Nisan 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 22 Mart 2012. 
  6. ^ a b FAQ 2: When will Gen IV reactors be built? 27 Şubat 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi. GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021)
  7. ^ Origins of the GIF. 29 Kasım 2020 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi. GEN IV International Forum Nov 2021)
  8. ^ "GIF Membership". gen-4.org. 29 Kasım 2020 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 24 Mayıs 2020. 
  9. ^ "Generation IV International Forum Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration". Energy.gov. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  10. ^ "The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels". [ölü/kırık bağlantı]
  11. ^ "Genesis of Generation IV Concept" (PDF). January 2014. 8 Temmuz 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. 
  12. ^ a b c "Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems" (PDF). January 2014. 25 Haziran 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. 
  13. ^ 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
  14. ^ "Areva modular reactor selected for NGNP development". World Nuclear News. 15 Şubat 2012. 3 Temmuz 2019 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Haziran 2019. 
  15. ^ "China Begins Construction Of First Generation IV HTR-PM Unit". NucNet. 7 Ocak 2013. 27 Şubat 2019 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Haziran 2019. 
  16. ^ "U.S. Acts to Spur Development of High-Tech Reactors". The New York Times. 19 Ocak 2016. ISSN 0362-4331. 14 Aralık 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 12 Ekim 2021.  Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (yardım); Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  17. ^ "Meet a Startup Making a New Kind of Safer, Smaller Nuclear Reactor". Fortune. 16 Şubat 2016. 10 Kasım 2017 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 12 Ekim 2021.  Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (yardım); Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  18. ^ "X-Energy Steps Into The Ring With Its Advanced Pebble Bed Modular Nuclear Reactor". Forbes. 27 Mart 2017. 10 Kasım 2017 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 12 Ekim 2021.  Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (yardım); Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  19. ^ Reactor: Xe-100. 27 Mart 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi. X Energy (accessed Feb 2023)
  20. ^ a b c d e US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). "A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems" (PDF). GIF-002-00. 29 Kasım 2007 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi. 
  21. ^ 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
  22. ^ "Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors". 9 Kasım 2014 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  23. ^ "Europe: Moltex' Stable Salt Reactor". 20 Nisan 2015. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  24. ^ "Moltex Energy sees UK, Canada SMR licensing as springboard to Asia - Nuclear Energy Insider". analysis.nuclearenergyinsider.com. 18 Şubat 2020 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  25. ^ "Molten salt and traveling wave nuclear reactors". Asia Times. 4 Şubat 2020. 14 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.  Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  26. ^ a b "Technology Developments & Plant Efficiency for the Russian Nuclear Power Generation Market Wednesday". 24 Mart 2010. 1 Mayıs 2015 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Aralık 2013. 
  27. ^ a b "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". 9 Ekim 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. 
  28. ^ "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. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  29. ^ "the European Gas cooled Fast Reactor". 13 Aralık 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi. 
  30. ^ "The GOFASTR research program". 10 Haziran 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Aralık 2013. 
  31. ^ "Advanced Nuclear Power Reactors". world-nuclear.org. World Nuclear Association. 20 Eylül 2022 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 19 Eylül 2022. 
  32. ^ "India's First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline. Should We Trust It?". 19 Nisan 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  33. ^ David Baurac. "Passively safe reactors rely on nature to keep them cool". 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  34. ^ "Historical video about the Integral Fast Reactor (IFR) concept". Nuclear Engineering at Argonne. 4 Nisan 2023 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  35. ^ "UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement". POWER Magazine. 22 Şubat 2012. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  36. ^ "Nucléaire : la France abandonne la quatrième génération de réacteurs". Le Monde.fr. 29 Ağustos 2019. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. 
  37. ^ Hellemans (12 Ocak 2012). "Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run". Science Insider. 19 Nisan 2022 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 29 Aralık 2014. 
  38. ^ Preparatory construction for Brest-300 reactor begins in Russia 7 Haziran 2021 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi., Nuclear Engineering International. 22 May 2020
  39. ^ What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design? 5 Nisan 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi. 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"."
  40. ^ "Strategies to Address Global Warming" (PDF). 16 Nisan 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi (PDF). Erişim tarihi: 5 Nisan 2023. 
  41. ^ "4th Generation Nuclear Power — OSS Foundation". www.ossfoundation.us. 1 Şubat 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 5 Nisan 2023. 
  42. ^ "Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake". The New York Times. 17 Haziran 2011. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 5 Nisan 2023.  Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (yardım); Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  43. ^ a b "A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia". Journal of Contemporary Asia. 40 (3): 369-400. August 2010. doi:10.1080/00472331003798350. ISSN 0047-2336.  Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (yardım); Yazar |ad1= eksik |soyadı1= (yardım)
  44. ^ "GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems" (PDF). 21 Ağustos 2009. 25 Aralık 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi (PDF). Erişim tarihi: 30 Ağustos 2018. 
  45. ^ "Key components of second HTR-PM reactor connected". World Nuclear News. 15 Mart 2022 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 15 Temmuz 2021. 
  46. ^ a b "Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors…". US Department of Energy. 15 Haziran 2022 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 16 Ocak 2016. 
  47. ^ "China begins building pilot fast reactor". World Nuclear News. 15 Temmuz 2021 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 15 Temmuz 2021. 
  48. ^ The SEALER 29 Aralık 2022 tarihinde Wayback Machine sitesinde arşivlendi. (LeadCold)
"https://tr.wikipedia.org/w/index.php?title=IV._nesil_reaktör&oldid=33804954" sayfasından alınmıştır