Det internationale forum Generation IV ( engelsk : Generation IV International Forum , eller GIF ) er et initiativ fra De Forenede Staters energidepartement, der har til formål at opnå internationalt samarbejde om udvikling af såkaldt fjerde generation af nukleare systemer .
Reaktorerne, der aktuelt er i drift, betragtes som Generation II eller III ( EPR , AP1000 ). Den første generation af reaktorer svarer til eksperimentelle og industrielle reaktorer bygget før 1970.
Generation IV atomreaktorer er i årene 2000-2020 for det meste stadig i den fase af begreber , hvor forskningen koordineres inden for rammerne af Generation IV International Forum er begyndt. I 2006 var idriftsættelsen af en kommerciel reaktor baseret på et af disse begreber ikke planlagt før 2030, en dato, der kunne udsættes.
Målene givet til reaktorerne 4 th generation er:
Konceptet med et system vises: hver reaktor skal designes og tilknyttes sin egen brændselscyklus (fra brændstoffabrikation til affaldshåndtering) .
Generation IV International Forum skal sammenligne forskellige mulige nukleare systemer med de ovenfor anførte kriterier under hensyntagen til alle de særlige træk ved de forskellige koncepter ud over de teknisk-økonomiske modeller, der bruges til at validere Generation II-reaktorer og III (se afsnit Midler, der skal implementeres ).
Den oprindelige liste over reaktorkoncepter blev i en første fase reduceret til de mest lovende koncepter ifølge analysen udført inden for rammerne af GIF. Seks begreber blev i sidste ende bibeholdt i forsknings- og udviklingsfasen:
Afhængigt af konceptet kan specifikke anvendelser overvejes ud over produktionen af elektrisk energi : produktion af brint , forbrænding af actinider , transmutation osv. Den atomreaktor, der blev styret af accelerator (ADS), blev ikke bevaret blandt begreberne, dens idriftsættelse kan ikke forventes inden 2030.
Den reaktoren ved meget høje temperaturer ( meget høj temperatur reaktor , VHTRs) består af et hjerte til moderat grafit . En varmeoverførselsgas ( helium ) cirkulerer der og driver en turbine med en direkte cyklus til produktion af elektricitet. Flere fissile brændstoffer er mulige (uran, plutonium med muligvis mindre aktinider) med et prismatisk eller småstenet arrangement . Udløbstemperaturen kerneområdet er ca. 1000 ° C .
Der kan også være nogen turbine men en varmeveksler genvinding kalorier ved meget høj temperatur (THT) tilførsel af en termokemisk proces (af jod-svovl typen ) til fremstilling af H 2 .
Cycle modeller med flere genbrug er blevet undersøgt, men muligheden for at opnå høje forbrænding priser fører til at begunstige en cyklus med direkte lagring af det bestrålede brændsel. I visse varianter af konceptet ville den forventede ydeevne af brændstofindeslutning af TRISO-typen Gøre det muligt at fjerne reaktorens betonindkapsling, hvilket ville være økonomisk fordelagtigt.
Begrebet superkritisk vandreaktor er et forsøg på at tage de bedste egenskaber ved trykvandsreaktorer (PWR) og kogende vandreaktorer (BWR) i begyndelsen af 2000'erne. Det er en letvandsreaktor, hvis kølevæske / moderator er superkritisk vand ved en driftstemperatur og et højere tryk end reaktorerne, der blev indsat i 2006. Dette koncept anvender derfor den direkte cyklus af BWR og den enkelte væskefase af PWR.
Det er også inspireret af superkritiske kedler med fossile brændstoffer , der skiller sig ud for sin forbedrede termodynamiske effektivitet (45% sammenlignet med de 33% af PWR'er, der aktuelt er i brug). Dette koncept er bredt undersøgt ud over de lande, der deltager i Generation 4 International Forum.
Det kunne tillade moderat avl og dermed give adgang til energireserver omkring hundrede gange større end i nuværende reaktorer.
Den smeltede saltkernereaktor bruger smeltet salt som kølemiddel. Mange varianter er blevet undersøgt og et par prototyper bygget. De fleste af de begreber, der i øjeblikket undersøges, er baseret på et brændstof opløst i et fluoreret salt, der cirkulerer i en grafitkerne (som modererer neutronerne og sikrer kritisk). Andre koncepter er baseret på et brændstof spredt i grafit, hvor saltet fungerer som moderator. Innovative varianter kombinerer reaktoren med et in-line oparbejdningsanlæg for kontinuerligt at udvinde fissionsprodukterne.
Begreberne med gasafkølede hurtige reaktorer er baseret på forskellige brændstofkonfigurationer (stænger, plader, prismatiske), forskellige fysisk-kemiske former for brændstoffet (især keramikbaseret) og et heliumkølemiddel. Temperaturen ved kerneudløbet er omkring 850 ° C. Elektriciteten produceres af en gasturbine i henhold til en direkte Brayton-cyklus, der sikrer god termisk effektivitet.
Begrebet en bly- køler hurtig reaktor har oplevet stærk udvikling i USSR, navnlig gennem Brest-300 projekt i Seversk. Kølemidlet er blymetal eller en bly-vismut eutektisk , gennemsigtig for hurtige neutroner. Brændstoffet er metallisk eller nitrat og kan indeholde transuranics. Cirkulationen af kølemidlet i hjertet foregår ved naturlig konvektion . Udløbstemperaturen er af størrelsesordenen 550 ° C , varianter nogle nåede 800 ° C .
Konceptet med en hurtig neutronreaktor og natriumkølevæske gennemgik en stærk udvikling og nydt godt af tilbagemeldinger fra erfaringerne, inden olie-modstød bremsede F&U inden for nuklear energi. I sin referenceversion er det baseret på et oxidbrændstof baseret på uran og plutonium (MOX), muligvis suppleret med mindre actinider, hvor kølemidlet i de primære og sekundære kredsløb er natrium . Under demonteringsoperationer er natriumafløbstrinnet særligt følsomt for denne type reaktor.
Cirka femten reaktorer af denne type er blevet bygget rundt om i verden. Ved udgangen af 2018 er kun BN-600 og BN-800 russiske og CEFR- kinesere fortsat operationelle. Nye reaktorer er dog under opførelse, især i Indien ( Prototype Fast Breeder Reactor (en) ) og i Kina ( CFR-600 reactor (en) , planlagt til 2023). Frankrig arbejdede på Astrid- projektet indtil 2019.
Udformningen af en nuklear industri afhænger af tre hovedparametre:
De innovative nukleare sektorer, der overvejes i Generation IV, kræver nye værktøjer til deres økonomiske evaluering , da deres karakteristika adskiller sig væsentligt fra de i Generation II og III nukleare anlæg. Nuværende økonomiske modeller var ikke designet til at sammenligne alternative nukleare teknologier eller veje, men snarere at sammenligne nuklear energi med fossile alternativer. Fremskrivningerne baseret på et skøn over prisen på naturressourcer (uran) har vist deres grænser I tilfælde af hurtige neutronreaktorer .
Modenhedstilstanden for de seks begreber i fjerde generations reaktorer er meget heterogen, og de rejser alle i forskellig grad sikkerhedsproblemer, der involverer forskningsarbejde og teknologiske fremskridt sammenlignet med reaktorer af de samme typer, der allerede er i drift.
Efter Fukushima-katastrofen i 2011 faldt motivationen for medlemmer af Generation IV International Forum på grund af nedgangen i atomindustrien og boom i vedvarende energi rundt om i verden.
Den Réseau Sortir DU nukleare minder den ”fiasko” i Superphénix prototypen reaktor i Frankrig og konkurrencer de innovative aspekter af Generation IV- projektet .
I marts 2021 er projektdeltagerne:
”Mellem 2010 og 2014 var fjernelsen af de 6.000 m 3 natrium fra tanken og det sekundære kredsløb et særligt delikat skridt i dette projekt”