Azərbaycanca
Беларускі
Dansk
Deutsch
Española
Français
Indonesia
Italiana
日本語
Қазақ
Lietuvos
Nederlands
Português
Русский
සිංහල
แบบไทย
Türkçe
Українська
中國人
United State
Afrikaans
IV. Nesil halefi olarak tasarlanan nükleer reaktör tasarımlarıdır. Birinci 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 . 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.
, önceki nesillere göre çok daha yüksek sıcaklıklarda çalışır. Bu, ve verimli hidrojen üretimi gibi sentezi için sağlar.
IV. Nesil Uluslararası Forumu
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.
Zaman Çizelgeleri
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.
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."
Reaktör tipleri
Başlangıçta birçok reaktör tipi ele alındı; daha sonra en umut verici teknolojilere odaklanacak şekilde rafine edildi. Üç sistem nominal olarak ve dördü . 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
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)
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.
Çin hükûmeti, 2012 yılında HTR-PM 200-MW yüksek sıcaklıklı demo çakıl yataklı reaktörün inşasına başladı.
Çok yüksek sıcaklık reaktörü (VHTR)
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)
Erimiş tuz reaktörü (MSR), yakıtın kendisi veya birincil soğutucunun erimiş bir tuz karışımı olduğu reaktör türüdür. Yüksek sıcaklık ve düşük basınçta çalışır.
Erimiş tuz termal, epitermal ve hızlı reaktörler için kullanılabilir. 2005'ten bu yana hızlı spektrumlu MSR'ler (MSFR) odak olmuştur.
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.
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.
Süper kritik su soğutmalı reaktör (SCWR)
Süperkritik su reaktörü azaltılmış ılımlı bir su reaktörü konseptidir. Yakıt içindeki fisyona neden olan nötronların ortalama hızı 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).
Hızlı reaktörler
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)
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.
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. Merkezi Avrupa Visegrád Grubu teknolojiyi takip ediyor.
- 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.
Sodyum soğutmalı hızlı reaktör (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. 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. 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.
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
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.
Değerlendirme
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.
Gen II-III'e göre, Gen IV reaktörleri şunları içerir:
- Binlerce yıl yerine birkaç yüzyıl radyoaktif kalan nükleer atık
- Aynı miktarda nükleer yakıttan 100–300x enerji verimi
- 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. 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.
Tasarım projeleri
| 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 ), X-enerjisi |
| 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 ), 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, |
| 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, ThorCon |
Ayrıca bakınız
Kaynakça
- ^ a b Welcome to Generation IV International forum. 3 Haziran 2016 tarihinde Wayback Machine sitesinde . GIF (accessed Feb 2023)
- ^ 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.
- ^ a b "Can Sodium Save Nuclear Power?". Scientific American (İngilizce). 13 Ekim 2014. 29 Temmuz 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ a b Generation IV Nuclear Reactors 30 Mart 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde .. World Nuclear Association, update Dec 2020
- ^ 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 . Erişim tarihi: 22 Mart 2012.
- ^ a b FAQ 2: When will Gen IV reactors be built? 27 Şubat 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde . GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021)
- ^ Origins of the GIF. 29 Kasım 2020 tarihinde Wayback Machine sitesinde . GEN IV International Forum Nov 2021)
- ^ "GIF Membership". gen-4.org. 29 Kasım 2020 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 24 Mayıs 2020.
- ^ "Generation IV International Forum Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration". Energy.gov. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ "The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels".[]
- ^ (PDF). January 2014. 8 Temmuz 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi.
- ^ a b c (PDF). January 2014. 25 Haziran 2014 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi.
- ^ , p. 79-82 (4.5 MB). U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GIF, Dec 2002
- ^ "Areva modular reactor selected for NGNP development". . 15 Şubat 2012. 3 Temmuz 2019 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Haziran 2019.
- ^ "China Begins Construction Of First Generation IV HTR-PM Unit". NucNet. 7 Ocak 2013. 27 Şubat 2019 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Haziran 2019.
- ^ "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 . Erişim tarihi: 12 Ekim 2021. Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (); Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ "Meet a Startup Making a New Kind of Safer, Smaller Nuclear Reactor". Fortune. 16 Şubat 2016. 10 Kasım 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 12 Ekim 2021. Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (); Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ "X-Energy Steps Into The Ring With Its Advanced Pebble Bed Modular Nuclear Reactor". Forbes. 27 Mart 2017. 10 Kasım 2017 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 12 Ekim 2021. Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (); Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ Reactor: Xe-100. 27 Mart 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde . X Energy (accessed Feb 2023)
- ^ a b c d e US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). (PDF). GIF-002-00. 29 Kasım 2007 tarihinde kaynağından (PDF) arşivlendi.
- ^ 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
- ^ . 9 Kasım 2014 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ "Europe: Moltex' Stable Salt Reactor". 20 Nisan 2015. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ "Moltex Energy sees UK, Canada SMR licensing as springboard to Asia - Nuclear Energy Insider". analysis.nuclearenergyinsider.com. 18 Şubat 2020 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ "Molten salt and traveling wave nuclear reactors". Asia Times. 4 Şubat 2020. 14 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023. Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ a b . 24 Mart 2010. 1 Mayıs 2015 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Aralık 2013.
- ^ a b . 9 Ekim 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi.
- ^ "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 . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ . 13 Aralık 2013 tarihinde kaynağından arşivlendi.
- ^ . 10 Haziran 2016 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Aralık 2013.
- ^ "Advanced Nuclear Power Reactors". world-nuclear.org. World Nuclear Association. 20 Eylül 2022 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 19 Eylül 2022.
- ^ "India's First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline. Should We Trust It?". 19 Nisan 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ David Baurac. "Passively safe reactors rely on nature to keep them cool". 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ . Nuclear Engineering at Argonne. 4 Nisan 2023 tarihinde kaynağından arşivlendi. Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ "UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement". POWER Magazine. 22 Şubat 2012. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ "Nucléaire : la France abandonne la quatrième génération de réacteurs". Le Monde.fr. 29 Ağustos 2019. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 4 Nisan 2023.
- ^ Hellemans (12 Ocak 2012). "Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run". Science Insider. 19 Nisan 2022 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 29 Aralık 2014.
- ^ Preparatory construction for Brest-300 reactor begins in Russia 7 Haziran 2021 tarihinde Wayback Machine sitesinde ., Nuclear Engineering International. 22 May 2020
- ^ What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design? 5 Nisan 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde . 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"." - ^ "Strategies to Address Global Warming" (PDF). 16 Nisan 2021 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 5 Nisan 2023.
- ^ "4th Generation Nuclear Power — OSS Foundation". www.ossfoundation.us. 1 Şubat 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 5 Nisan 2023.
- ^ "Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake". The New York Times. 17 Haziran 2011. 7 Haziran 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 5 Nisan 2023. Birden fazla yazar-name-list parameters kullanıldı (); Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ 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 (); Yazar
|ad1=eksik|soyadı1=() - ^ "GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems" (PDF). 21 Ağustos 2009. 25 Aralık 2016 tarihinde kaynağından (PDF). Erişim tarihi: 30 Ağustos 2018.
- ^ "Key components of second HTR-PM reactor connected". World Nuclear News. 15 Mart 2022 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 15 Temmuz 2021.
- ^ a b "Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors…". US Department of Energy. 15 Haziran 2022 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 16 Ocak 2016.
- ^ "China begins building pilot fast reactor". World Nuclear News. 15 Temmuz 2021 tarihinde kaynağından . Erişim tarihi: 15 Temmuz 2021.
- ^ The SEALER 29 Aralık 2022 tarihinde Wayback Machine sitesinde . (LeadCold)
wikipedia, wiki, viki, vikipedia, oku, kitap, kütüphane, kütübhane, ara, ara bul, bul, herşey, ne arasanız burada,hikayeler, makale, kitaplar, öğren, wiki, bilgi, tarih, yukle, izle, telefon için, turk, türk, türkçe, turkce, nasıl yapılır, ne demek, nasıl, yapmak, yapılır, indir, ücretsiz, ücretsiz indir, bedava, bedava indir, mp3, video, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, resim, müzik, şarkı, film, film, oyun, oyunlar, mobil, cep telefonu, telefon, android, ios, apple, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, pc, web, computer, bilgisayar
IV Nesil halefi olarak tasarlanan nukleer reaktor tasarimlaridir Birinci sistemlerin cogu kullanimdan kaldirildigi icin dunya capinda faaliyette olan reaktorlerin cogu ikinci ve 3 nesil sistemlerdir Generation IV International Forum IV nesil reaktorlerin gelisimini koordine eden uluslararasi bir organizasyondur V Nesil reaktorler tamamen teoriktir ve henuz uygulanabilir olarak gorulmemektedir GIF IV nesle aday alti reaktor teknolojisini secti gaz sogutmali hizli reaktor GFR kursun sogutmali hizli reaktor LFR erimis tuz reaktoru MSR sodyum sogutmali hizli reaktor SFR super kritik su sogutmali reaktor SCWR ve cok yuksek sicaklik reaktoru VHTR Tasarimlar gelistirilmis guvenlik surdurulebilirlik verimlilik ve maliyeti hedefler Dunya Nukleer Birligi bazilarinin 2030 dan once ticari faaliyete gecebilecegini one surmesine ragmen ilk ticari santrallerin 2040 2050 den once olmasi beklenmiyor En gelismis Gen IV tasarimi Gosteri tesislerini destekleyen fonlardan en buyuk payi aldi Moir ve Teller daha az gelismis bir teknoloji olan erimis tuz reaktorunun alti model arasinda potansiyel olarak en buyuk pasif guvenlige sahip oldugunu dusunuyor onceki nesillere gore cok daha yuksek sicakliklarda calisir Bu ve verimli hidrojen uretimi gibi sentezi icin saglar IV Nesil Uluslararasi ForumuGeneration IV International Forum GIF bir veya daha fazla IV enerji nukleer guvenlik atik yayilma ve kamuoyu algisi endiselerini tatmin edici bir sekilde ele alirken GEN IV teknolojilerinin gelisimini koordine eder Forum Ocak 2000 de ABD Enerji Bakanligi nin DOE Nukleer Enerji Ofisi tarafindan dorduncu neslin fizibilite ve performansini test etmek icin gerekli nukleer sistemleri arastirma ve gelistirmeyi ve 2030 yilina kadar endustriyel dagitim icin kullanilabilir hale getirmeyi amaclayan uluslararasi isbirligine dayali bir caba olarak baslatildi 2001 de kuruldu 2021 itibariyla aktif uyeler sunlardi Avustralya Kanada Cin Avrupa Atom Enerjisi Toplulugu Euratom Fransa Japonya Rusya Guney Afrika Guney Kore Isvicre Birlesik Krallik ve Amerika Birlesik Devletleri Aktif olmayan uyeler Arjantin ve Brezilya dir Bruksel deki 36 GIF toplantisi Kasim 2013 te yapildi Her forum uyesi tarafindan reaktor tasarim ve faaliyetlerine kisa bir genel bakis sunuldu Onumuzdeki on yil icin Ar Ge hedeflerini detaylandiran teknoloji yol haritasinin bir guncellemesi Ocak 2014 te yayinlandi Zaman CizelgeleriForum alti sistemin her biri icin zaman cizelgeleri sundu Arastirma ve gelistirme uc asamaya ayriliyor Uygulanabilirlik temel kavramlari ilgili kosullar altinda test edin tum potansiyel teknik sov durduruculari tanimlayin ve cozun Performans prototipik kosullar altinda muhendislik olcegindeki surecleri olgulari ve malzeme yeteneklerini dogrulayin ve optimize edin Gosterim ayrintili tasarimi tamamlayin ve lisanslayin ve prototip veya tanitim sistemlerinin yapim ve isletimini gerceklestirin GIF 2000 yilinda performans asamasi her sistem icin tamamlandiktan sonra bir tanitim sisteminin ayrintili tasarim ve insasi icin en az alti yil ve birkac milyar ABD Dolari gerekli olacaktir dedi 2013 Yol Haritasi guncellemesinde performans ve demonstrasyon asamalari onemli olcude ileri tarihlere kaydirilirken ticarilestirme icin herhangi bir hedef belirlenmedi GIF e gore Ticari Gen IV sistemlerinin konuslandirilmasi en az yirmi veya otuz yil alacaktir Reaktor tipleriBaslangicta bircok reaktor tipi ele alindi daha sonra en umut verici teknolojilere odaklanacak sekilde rafine edildi Uc sistem nominal olarak ve dordu Cok Yuksek Sicaklik Reaktoru VHTR potansiyel olarak yuksek kaliteli proses isisi saglayabilir Hizli reaktorler atiklari azaltmak icin aktinitleri yakma imkani sunar ve tukettiklerinden daha fazla yakit uretebilir Sistemler surdurulebilirlik guvenlik ekonomi yayilma direnci perspektife bagli olarak ve fiziksel koruma konularinda onemli ilerlemeler sunar Termal reaktorler Termal reaktor yavas veya termal notron kullanan bir nukleer reaktordur Fisyon tarafindan yayilan notronlarin yakit tarafindan yakalanma olasiligini artirmak amaciyla yavaslatmak icin notron moderatoru kullanilir Yuksek sicaklik gaz reaktoru HTGR Yuksek sicaklik gaz sogutmali reaktor HTGR tipik olarak geleneksel reaktorlerin iki veya uc kati sicakliklarda calisir Grafit kontrolludur ve helyum sogutmasi kullanir Daha dusuk guc yogunlugu sunar 1940 larda ortaya cikti ve yeni olgunlasmaya basladi HTGR TRISO partikul yakiti ile calisir Yakit bireysel parcaciklardan yapilmistir TRISO nihai atik urunleri stabilize etmek icin uc kat karbon veya seramik malzemelerle kaplanmis uranyum karbon ve oksijenden olusur Yakit silindirik veya cakil taslari adi verilen bilardo topu buyuklugunde kureler halinde imal edilir Notron korozyon oksidasyon ve yuksek sicakliklara karsi konvansiyonel yakitlara gore daha dayaniklidir Bu cakillar yuksek sicakliklarda calisabilen reaktorde erimezler Yakit reaktor boyunca kademeli olarak ilerler Kullanilan cakillar reaktorun altindan cikarken ustte taze cakillar onlarin yerini alir Idaho Ulusal Laboratuvari 2012 yilinda Areva nin prizmatik blok Antares reaktorune benzer bir tasarimin prototip olarak 2021 yilina kadar konuslandirilmasini onayladi Cin hukumeti 2012 yilinda HTR PM 200 MW yuksek sicaklikli demo cakil yatakli reaktorun insasina basladi Cok yuksek sicaklik reaktoru VHTR Cok yuksek sicaklik reaktoru Cok yuksek sicaklikli reaktor VHTR helyum veya erimis tuz kullanan tek gecisli uranyum yakit dongusune sahip grafit kontrollu bir cekirdege sahiptir Reaktorun tasarimi 1 000 C lik bir cikis sicakligi ongormektedir Cekirdek prizmatik blok veya cakil yatakli tasarim olabilir Yuksek sicakliklar termokimyasal kukurt iyot cevrimi islemi yoluyla proses isisi veya hidrojen uretimi gibi uygulamalari mumkun kilar Ocak 2016 da Amerika Birlesik Devletleri Enerji Bakanligi tarafindan reaktor gelistirmelerini ilerletmek icin X energy ye 40 milyon a kadar bes yillik bir hibe saglandi Xe 100 80 MWe veya dortlu paket icinde 320 MWe uretecek bir PBMR dir Erimis tuz reaktoru MSR Erimis Tuz Reaktoru MSR Erimis tuz reaktoru MSR yakitin kendisi veya birincil sogutucunun erimis bir tuz karisimi oldugu reaktor turudur Yuksek sicaklik ve dusuk basincta calisir Erimis tuz termal epitermal ve hizli reaktorler icin kullanilabilir 2005 ten bu yana hizli spektrumlu MSR ler MSFR odak olmustur Diger tasarimlar entegre erimis tuz orn IMSR ve erimis klorur tuzu hizli reaktorleri MCSFR iceriyor Erken termal spektrum kavramlari ve guncel olanlarin cogu erimis florur tuzu icinde cozulmus uranyum tetraflorur UF4 veya toryum tetraflorur ThF4 uzerine kuruludur Akiskan grafit notron moderatorlu bir cekirdege akarak kritik esige ulasir Yakit grafit bir matris icinde dagilmis olabilir Tasarimlar fisyon olaylarina neden olan notronlarin ortalama hizinin daha yuksek olmasi nedeniyle termal reaktorden daha dogru bir sekilde epitermal reaktor olarak adlandirilir MCSFR grafit moderatorunu ortadan kaldirir Yeterli miktarda tuz ve bolunebilir malzeme kullanarak kritiklige ulasirlar Cok daha fazla yakit tuketebilir ve yalnizca kisa omurlu atik birakabilir Cogu MSR tasarimi 1960 larin Erimis Tuz Reaktoru Deneyinden MSRE turetildi Varyantlar arasinda daha buyuk kapali yakit dongusu yeteneklerine yardimci olmak icin genellikle bir metal klorur ornegin plutonyum III klorur olan erimis tuz yakitli bir sogutma ortami olarak kursun kullanan kavramsal Ikili sivi reaktoru bulunur Diger dikkate deger yaklasimlar arasinda erimis tuzu geleneksel reaktorlerin yerlesik yakit cubuklarinda kaplayan Kararli Tuz Reaktoru SSR konsepti yer alir Bu son tasarim 2015 yilinda danismanlik firmasi Energy Process Development tarafindan en rekabetci tasarim bulundu Gelistirilmekte olan baska bir tasarim da TerraPower in Erimis Klorur Hizli Reaktorudur Konsetpt atmosferik basincta reaktor cekirdegindeki dogal sivi uranyum ve erimis klorur sogutucuyu karisimiyla cok yuksek sicakliklara ulasir MSR nin bir diger ozelligi olasilikla termal spektrumlu bir nukleer atik yakici olmasidir Geleneksel olarak yalnizca hizli spektrumlu reaktorlerin kullanilmis nukleer yakitin yeniden kullanimi veya azaltilmasi icin uygun oldugu dusunulur Atik yakma kullanilmis nukleer yakittaki uranyumun bir kisminin toryum ile degistirilmesiyle saglandi Transuranik elementlerin ornegin plutonyum ve amerikyum net uretim orani tuketim oraninin altindadir boylece nukleer atik depolama ve nukleer yayilma gibi teknik sorunlar azalir Super kritik su sogutmali reaktor SCWR Superkritik Su Sogutmali Reaktor SCWR Superkritik su reaktoru azaltilmis ilimli bir su reaktoru konseptidir Yakit icindeki fisyona neden olan notronlarin ortalama hizi daha hizli oldugu icin epitermal reaktor olarak adlandirilir Calisma sivisi olarak kritik ustu su kullanir SCWR ler temel olarak dogrudan tek seferlik bir isi degisim dongusu ile daha yuksek basinc ve sicakliklarda calisan hafif su reaktorleridir LWR Genel olarak tasavvur edildigi gibi kaynayan su reaktoru BWR gibi dogrudan bir dongude calisacakti Calisma sivisi olarak super kritik su kritik kutle ile karistirilmamalidir kullandigindan yalnizca bir su fazina sahip olacaktir Bu isi degisim yontemini basincli su reaktorune PWR daha benzer hale getirir Hem mevcut PWR lerden hem de BWR lerden cok daha yuksek sicakliklarda calisabilir Super kritik su sogutmali reaktorler SCWR ler yuksek termal verimlilik yani mevcut LWR lerin 33 une karsilik yaklasik 45 ve onemli olcude basitlestirme sunar SCWR nin misyonu dusuk maliyetli elektrik uretimidir Kanitlanmis iki teknoloji uzerine insa edilmistir en yaygin kullanilan guc ureten reaktorler olan LWR ler ve yine genis kullanimda olan asiri isitilmis fosil yakitla calisan kazanlar SCWR ler BWR ve LWR lerin buhar patlamasi ve radyoaktif buhar salimi tehlikelerinin yani sira son derece pahali olan agir basincli kap boru valf ve pompalara olan ihtiyaci paylasir Bu problemler daha yuksek sicakliklari nedeniyle SCWR ler icin dogal olarak daha siddetlidir Gelistmekte olan bir tasarim cift girisli ve 0 95 ureme oranina sahip bir Rus SCWR olan VVER 1700 393 tur VVER SCWR veya VVER SKD Hizli reaktorler Hizli reaktorler fizyon notronlarini moderatorsuz kullanabilen bir reaktorlerdir Hizli reaktorler tum aktinitleri yakacak veya parcalayacak sekilde yapilandirilabilir ve yeterli zaman verilirse bu nedenle mevcut dunya termal notron hafif su reaktorleri filosu tarafindan uretilen kullanilmis nukleer yakittaki aktinit fraksiyonunu buyuk olcude azaltabilir ve yakit dongusunu kapatabilir Alternatif olarak farkli sekilde yapilandirilirsa tukettiklerinden daha fazla aktinit yakiti uretebilirler Gaz sogutmali hizli reaktor GFR Gaz Sogutmali Hizli Reaktor GFR Gaz sogutmali hizli reaktor GFR hizli notron spektrumu ve kapali yakit dongusune sahiptir Reaktor helyum sogutmali ve cikis sicakligi 850 C dir Cok yuksek sicaklik reaktorunu VHTR daha surdurulebilir bir yakit dongusune tasir Yuksek termal verimlilik dogrudan bir Brayton cevrimi gaz turbiniyle saglanir Cesitli yakit formlari degerlendirilmektedir kompozit seramik yakit gelismis yakit parcaciklari veya seramik kapli aktinit bilesikleri Cekirdek konfigurasyonlar pim veya plaka tabanli yakit tertibatlari veya prizmatik bloklari icerir Avrupa Surdurulebilir Nukleer Sanayi Girisimi uc adet IV nesil reaktor sistemi icin finansman sagladi Allegro orta veya dogu Avrupa icin planlanan 100 MWt gaz sogutmali hizli reaktor Merkezi Avrupa Visegrad Grubu teknolojiyi takip ediyor GoFastR 2013 yilinda Alman Ingiliz ve Fransiz enstituleri devam eden endustriyel olcekli tasarim konusunda 3 yillik bir isbirligi calismasini tamamladi Surdurulebilir bir VHTR yapmak amaciyla AB nin 7 FWP cerceve programi tarafindan finanse edildi Sodyum sogutmali hizli reaktor SFR Sodyum Sogutmali Hizli Reaktor havuz tasarimi SFR Bircok ulkede sodyum sogutmali SCFR hizli reaktorler 1980 lerden beri isletilmektedir En buyuk iki deneysel reaktor Rusya dadir BN 600 ve BN 800 Bu santraller OKBM Afrikantovun ilk IV nesil reaktoru olan BN 1200 un insasinda uygulanacak deneyim ve teknolojik cozumler saglamak icin kullaniliyor Simdiye kadar isletilen en buyuk reaktor 1996 da hizmetten cikarilan 1200 MWe nin uzerindeki Fransiz Superphenix reaktoruydu Hindistan da Hizli Yetistirici Test Reaktoru FBTR Ekim 1985 te kritik seviyeye ulasti Eylul 2002 de FBTR deki yakit yakma verimliligi ilk kez 100 000 megavat gun metrik ton uranyum MWd MTU isaretine ulasti Bu Hindistan damizlik reaktor teknolojisinde onemli bir kilometre tasi olarak kabul edilir Bu deneyimi kullanarak 5 677 INR 900 milyon ABD Dolari maliyetle 500 MWe Sodyum sogutmali hizli bir reaktor olan Prototip Hizli Yetistirme Reaktoru insa ediliyor Cok sayida gecikmeden sonra hukumet Mart 2020 de reaktorun Aralik 2021 de faaliyete gecebilecegini bildirdi PFBR yi her biri 600 MW e olan alti adet daha Ticari Hizli Ureten Reaktor CFBR takip edecekti Gen IV SFR oksit yakitli hizli uretici ve metal yakitli entegre hizli reaktor uzerine insa edilen bir projedir Hedefleri uranyum kullanim verimliligini transuranik izotoplari ortadan kaldirarak plutonyum uretmek suretiyle artirmaktir Reaktor herhangi bir transuranik izotopun bazi durumlarda yakit olarak tuketilmesine izin verecek sekilde tasarlanmis hizli notronlar uzerinde calisan moderatorsuz bir cekirdek kullanir SFR yakiti reaktor asiri isindiginda genlesir ve zincirleme reaksiyonu otomatik olarak yavaslatarak onu pasif olarak guvenli hale getirir SFR reaktor konsepti sivi sodyum ile sogutulur ve metalik bir uranyum ve plutonyum alasimi veya hafif su reaktorlerinin nukleer atigi olan kullanilmis nukleer yakitla beslenir SFR yakiti celik kaplama icindedir Sivi sodyum yakit duzenegini olusturan kaplamali elemanlar arasindaki boslugu doldurur Tasarim zorluklarindan biri su ile temas ettiginde patlayici bir sekilde reaksiyona giren sodyum ile ilgili risklerdir Sogutucu olarak su yerine sivi metal kullanilmasi riski azaltir ve sistemin atmosferik basincta calismasini saglar 1990 larda Integral hizli reaktor konseptinde renkli onerilen surdurulebilir yakit dongusu piro isleme teknolojisinin bir animasyonu da mevcuttur IFR konsepti Daha net metinli Siyah Beyaz Avrupa Surdurulebilir Nukleer Sanayi Girisimi uc adet IV nesil reaktor sistemini finanse etti Endustriyel Gosteri icin Gelismis Sodyum Teknik Reaktoru ASTRID Agustos 2019 da iptal edilen sodyum sogutmali bir hizli reaktordu Gen IV SFR nin on yil boyunca Hanford da isletilen 400 MWe Hizli Aki Test Tesisi gibi cok sayida oncusu mevcuttur 20 MWe EBR II Idaho Ulusal Laboratuvarinda otuz yili askin bir sure calistiktan sonra 1994 yilinda kapatildi GE Hitachi nin PRISM reaktoru 1984 94 yillari arasinda Argonne Ulusal Laboratuvari tarafindan gelistirilen Entegre Hizli Reaktorun IFR modernize edilmis ticari bir uygulamasiydi PRISM in birincil amaci yeni yakit uretmek yerine diger reaktorlerinkullanilmis nukleer yakitini yakmaktir Tasarim kullanilmis nukleer yakitta bulunan bolunebilir elementlerin yari omurlerini azaltirken bir yan urun olarak buyuk olcude elektrik uretir Kursun sogutmali hizli reaktor Kursun Sogutmali Hizli Reaktor Kursun sogutmali hizli reaktor LFR kapali bir yakit dongusune sahip hizli notron spektrumlu bir kursun veya kursun bizmut otektik LBE sogutucu icerir Teklifler arasinda kucuk bir 50 ila 150 MWe Uzun bir yakit ikmal araligina sahip 300 ile 400 MWe arasinda derecelendirilen moduler bir sistem ve 1 200 MWede buyuk bir yekpare tesis iceriyor Yakit verimli uranyum ve transuranikler iceren metal veya nitrur bazlidir Reaktor 550 800 C lik bir reaktor cikis sogutma sivisi sicakligi ile dogal konveksiyonla sogutulur Daha yuksek sicaklik termokimyasal islemlerle hidrojen uretimini saglar Avrupa Surdurulebilir Nukleer Sanayi Girisimi MYRRHA adli hizlandirici gudumlu bir alt kritik reaktor olan 100 MWt LFR yi finanse ediyor 2036 yilina kadar Belcika da insa edilmesi bekleniyor Guinevere adli gucu azaltilmis bir model Mart 2009 da Mol da baslatildi ve 2012 de faaliyete gecti Gelistirilmekte olan diger iki kursun sogutmali hizli reaktor OKB Gidropress tarafindan Rusya da tasarlanan moduler bir SVBR 100 ve BREST OD 300 dir SVBR 100 den sonra gelistirilecek cekirdegin etrafindaki verimli ortuden vazgececek ve cogalma direncini arttirdigi iddia edilen sodyum sogutmali BN 600 reaktor tasariminin yerini alacaktir Hazirlik insaat calismalari Mayis 2020 de basladi DegerlendirmeGEN IV Forumu reaktor guvenlik paradigmasini nukleer kaza olasiligini ortadan kaldirmak icin yeniden cercevelendiriyor Aktif ve pasif guvenlik sistemleri en az III Nesil sistemler kadar etkili olacak ve en ciddi kazalari fiziksel olarak imkansiz hale getirecektir Gen II III e gore Gen IV reaktorleri sunlari icerir Binlerce yil yerine birkac yuzyil radyoaktif kalan nukleer atik Ayni miktarda nukleer yakittan 100 300x enerji verimi Kapsullenmemis ham yakitlar cakilsiz MSR LFTR dahil olmak uzere daha genis yakit yelpazesi Mevcut nukleer atiklari yakma ve elektrik uretme potansiyeli kapali bir yakit dongusu Ortam basinci calismasi otomatik pasif reaktor kapatma ve alternatif sogutucular gibi ozellikler araciligiyla gelistirilmis guvenlik SFRde sogutucu olarak metalik sodyumun kullanilmasi ozel bir risk barindiriyor Sodyum su ile patlayarak reaksiyona girer Argon sodyum oksidasyonunu onlemek icin kullanilir Argon havadaki oksijenin yerini alabilir ve isciler icin Japonya Tsuruga daki dongu tipi Prototip Hizli Yetistirici Reaktor Monju da goruldugu gibi hipoksi endiseleri yaratir Kursun veya erimis tuz sogutucularin kullanilmasi daha az reaktif olduklari ve yuksek donma sicakligi ve ortam basincina sahip olduklari icin bu sorunu azaltir Kursun sodyumdan cok daha yuksek viskozite cok daha yuksek yogunluk daha dusuk isi kapasitesi ve daha fazla radyoaktif notron aktivasyon urunune sahiptir Birden cok kavramsal Gen IV tasarimlari olusturuldu Ornegin Fort St Vrain Uretim Istasyonu ve HTR 10 daki reaktorler onerilen Gen IV VHTR tasarimlarina benzer ve havuz tipi EBR II Phenix BN 600 ve BN 800 reaktoru onerilen havuza benzer Gen IV SFR tasarimlaridir Nukleer muhendis David Lochbaum yeni reaktorler ve kazalarla ilgili sorun iki yonludur simulasyonlarda planlamasi imkansiz olan senaryolar ortaya cikar ve insanlar hata yapar diye uyariyor ABD deki bir arastirma laboratuvarinin bir yoneticisi yeni reaktorlerin imalati insasi isletilmesi ve bakimi dik bir ogrenme egrisiyle karsi karsiya kalacak ileri teknolojilerin daha yuksek kaza ve hata riski olacaktir Teknoloji kanitlanabilir ama insanlar degil diyor Tasarim projeleriGen IV reaktorleri icin tasarimlarin ozeti Tip Notron Spektrumu sogutma sivisi Sicaklik C Yakit Dongusu Boyut MW Ornek gelistiricilerVHTR termal Helyum 900 1000 Acik 250 300 JAEA HTTR Tsinghua Universitesi HTR 10 Tsinghua Universitesi ve Cin Nukleer Muhendislik Sirketi HTR PM X enerjisiSFR Hizli Sodyum 550 Kapali 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 Indira Gandhi Atom Arastirmalari Merkezi Prototip Hizli Ureten Reaktor SCWR Termal veya hizli su 510 625 Acik veya kapali 300 700 1000 1500GFR Hizli Helyum 850 Kapali 1200 Enerji Carpan ModuluLFR Hizli Yol gostermek 480 800 Kapali 20 180 300 1200 600 1000 BREST OD 300 MYRRHA MSR Hizli veya termal Florur veya klorur tuzlari 700 800 Kapali 250 1000 Seaborg Technologies TerraPower Elysium Industries Moltex Energy Flibe Energy LFTR Copenhagen Atomics Thorium Tech Solution FUJI MSR Terrestrial Energy IMSR Southern Company ThorConAyrica bakinizNukleer reaktor Nukleer fizik Sivi florur toryum reaktoru Nukleer reaktorler listesiKaynakca a b Welcome to Generation IV International forum 3 Haziran 2016 tarihinde Wayback Machine sitesinde GIF accessed Feb 2023 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 a b Can Sodium Save Nuclear Power Scientific American Ingilizce 13 Ekim 2014 29 Temmuz 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim a b Generation IV Nuclear Reactors 30 Mart 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde World Nuclear Association update Dec 2020 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 kaynagindan Erisim tarihi 22 Mart 2012 a b FAQ 2 When will Gen IV reactors be built 27 Subat 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde GEN IV International Forum accessed Nov 2021 Origins of the GIF 29 Kasim 2020 tarihinde Wayback Machine sitesinde GEN IV International Forum Nov 2021 GIF Membership gen 4 org 29 Kasim 2020 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 24 Mayis 2020 Generation IV International Forum Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration Energy gov 7 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels Arsivlenmesi gereken baglantiya sahip kaynak sablonu iceren maddeler link olu kirik baglanti PDF January 2014 8 Temmuz 2014 tarihinde kaynagindan PDF arsivlendi a b c PDF January 2014 25 Haziran 2014 tarihinde kaynagindan PDF arsivlendi p 79 82 4 5 MB U S DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GIF Dec 2002 Areva modular reactor selected for NGNP development 15 Subat 2012 3 Temmuz 2019 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Haziran 2019 China Begins Construction Of First Generation IV HTR PM Unit NucNet 7 Ocak 2013 27 Subat 2019 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Haziran 2019 U S Acts to Spur Development of High Tech Reactors The New York Times 19 Ocak 2016 ISSN 0362 4331 14 Aralik 2016 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 12 Ekim 2021 Birden fazla yazar name list parameters kullanildi yardim Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim Meet a Startup Making a New Kind of Safer Smaller Nuclear Reactor Fortune 16 Subat 2016 10 Kasim 2017 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 12 Ekim 2021 Birden fazla yazar name list parameters kullanildi yardim Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim X Energy Steps Into The Ring With Its Advanced Pebble Bed Modular Nuclear Reactor Forbes 27 Mart 2017 10 Kasim 2017 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 12 Ekim 2021 Birden fazla yazar name list parameters kullanildi yardim Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim Reactor Xe 100 27 Mart 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde X Energy accessed Feb 2023 a b c d e US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee 2002 PDF GIF 002 00 29 Kasim 2007 tarihinde kaynagindan PDF arsivlendi 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 9 Kasim 2014 tarihinde kaynagindan arsivlendi Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Europe Moltex Stable Salt Reactor 20 Nisan 2015 7 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Moltex Energy sees UK Canada SMR licensing as springboard to Asia Nuclear Energy Insider analysis nuclearenergyinsider com 18 Subat 2020 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Molten salt and traveling wave nuclear reactors Asia Times 4 Subat 2020 14 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim a b 24 Mart 2010 1 Mayis 2015 tarihinde kaynagindan arsivlendi Erisim tarihi 4 Aralik 2013 a b 9 Ekim 2013 tarihinde kaynagindan arsivlendi 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 kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 13 Aralik 2013 tarihinde kaynagindan arsivlendi 10 Haziran 2016 tarihinde kaynagindan arsivlendi Erisim tarihi 4 Aralik 2013 Advanced Nuclear Power Reactors world nuclear org World Nuclear Association 20 Eylul 2022 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 19 Eylul 2022 India s First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline Should We Trust It 19 Nisan 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 David Baurac Passively safe reactors rely on nature to keep them cool 7 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Nuclear Engineering at Argonne 4 Nisan 2023 tarihinde kaynagindan arsivlendi Erisim tarihi 4 Nisan 2023 UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement POWER Magazine 22 Subat 2012 7 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Nucleaire la France abandonne la quatrieme generation de reacteurs Le Monde fr 29 Agustos 2019 7 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 4 Nisan 2023 Hellemans 12 Ocak 2012 Reactor Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run Science Insider 19 Nisan 2022 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 29 Aralik 2014 Preparatory construction for Brest 300 reactor begins in Russia 7 Haziran 2021 tarihinde Wayback Machine sitesinde Nuclear Engineering International 22 May 2020 What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design 5 Nisan 2023 tarihinde Wayback Machine sitesinde 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 Strategies to Address Global Warming PDF 16 Nisan 2021 tarihinde kaynagindan PDF Erisim tarihi 5 Nisan 2023 4th Generation Nuclear Power OSS Foundation www ossfoundation us 1 Subat 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 5 Nisan 2023 Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake The New York Times 17 Haziran 2011 7 Haziran 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 5 Nisan 2023 Birden fazla yazar name list parameters kullanildi yardim Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim 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 kullanildi yardim Yazar ad1 eksik soyadi1 yardim GIF R amp D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems PDF 21 Agustos 2009 25 Aralik 2016 tarihinde kaynagindan PDF Erisim tarihi 30 Agustos 2018 Key components of second HTR PM reactor connected World Nuclear News 15 Mart 2022 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 15 Temmuz 2021 a b Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors US Department of Energy 15 Haziran 2022 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 16 Ocak 2016 China begins building pilot fast reactor World Nuclear News 15 Temmuz 2021 tarihinde kaynagindan Erisim tarihi 15 Temmuz 2021 The SEALER 29 Aralik 2022 tarihinde Wayback Machine sitesinde LeadCold