Реакторы поколения IV — набор конструкций ядерных реакторов, которые в настоящее время исследуются на предмет коммерческого применения Международным форумом поколения IV. Целью проектов является повышение безопасности, устойчивости, эффективности и снижение стоимости.

Наиболее развитая конструкция реактора поколения IV — натриевый реактор на быстрых нейтронах — за последние годы получила наибольшую долю финансирования, в результате чего был построен ряд демонстрационных установок; главная цель проекта — разработка устойчивого замкнутого топливного цикла. Реактор с расплавом солей, менее развитая технология, считается потенциально обладающим наибольшей пассивной безопасностью из шести моделей. Конструкции высокотемпературных газовых реакторов работают при гораздо более высоких температурах. Это позволяет проводить высокотемпературный электролиз или серно-йодный цикл для эффективного производства водорода в качестве углеродно-нейтрального топлива.

Согласно графику, составленному Всемирной ядерной ассоциацией, реакторы поколения IV могут войти в коммерческую эксплуатацию в период с 2020 по 2030 год. Однако по состоянию на 2021 год ни один из проектов поколения IV не продвинулся значительно дальше стадии проектирования (при этом, по заявлению Государственного энергетического управления КНР, Китай в декабре 2023 ввёл в строй первую в мире АЭС с реакторами четвертого поколения — АЭС ШидаованьКитай объявил о вводе в строй первой в мире АЭС четвертого поколения «Шидаовань» // 7 декабря 2023 / ), а некоторые из них были заброшены.

В настоящее время большинство находящихся в эксплуатации реакторов во всем мире относятся к реакторам поколения II, поскольку подавляющее большинство систем первого поколения были выведены из эксплуатации, а число реакторов поколения III по состоянию на 2021 год незначительно. Реакторы поколения V пока представляют собой только теоретические концепции, неосуществимые в краткосрочной перспективе, что приводит к ограниченному финансированию НИОКР.

История Основанный в 2001 году международный форум «Поколение IV» (GIF) — это «совместная международная инициатива, созданная для проведения исследований и разработок, необходимых для определения осуществимости и характеристик ядерно-энергетических систем следующего поколения». В настоящее время в число активных членов Международного форума «Поколение IV» (GIF) входят Австралия, Канада, Китай, Европейское сообщество по атомной энергии (Евратом), Франция, Япония, Россия, Южная Африка, Южная Корея, Швейцария, Великобритания и США. Неактивными членами являются Аргентина и Бразилия. Швейцария присоединилась к форуму в 2002 году, Евратом — в 2003 году, Китай и Россия — в 2006 году, Австралия — в 2016 году. Остальные страны были членами-учредителями.

36-я встреча GIF в Брюсселе состоялась в ноябре 2013 года. В январе 2014 года было опубликовано обновление технологической дорожной карты для ядерно-энергетических систем поколения IV, в котором подробно излагаются цели НИОКР на следующее десятилетие. Опубликован перечень конструкций реакторов, изучаемых каждым участником форума.

Типы реакторов Первоначально рассматривались реакторы многих типов, однако список был сокращен, чтобы сосредоточить внимание на наиболее перспективных технологиях и тех, которые, скорее всего, могут соответствовать целям инициативы Gen IV. Три системы номинально являются тепловыми реакторами, а четыре — быстрыми. Реактор сверхвысокой температуры (VHTR) также исследуется на предмет потенциального обеспечения высококачественного технологического тепла для производства водорода. Реакторы на быстрых нейтронах дают возможность сжигать актиниды для дальнейшего сокращения отходов и позволяют производить больше топлива, чем они потребляют. Эти системы предлагают значительные преимущества в области устойчивости, безопасности и надежности, экономики, устойчивости к распространению (в зависимости от перспективы) и физической защиты.

Тепловые реакторы Тепловой реактор — это ядерный реактор, использующий медленные или тепловые нейтроны. Чтобы повысить вероятность захвата нейтронов топливом, нейтроны замедляются с помощью замедлителя нейтронов.

Высокотемпературный реактор (VHTR)

В концепции высокотемпературного реактора (ВТР) используется активная зона с графитовым замедлителем и прямоточным урановым топливным циклом с использованием гелия или расплавленной соли в качестве теплоносителя. Эта конструкция реактора предусматривает температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может представлять собой конструкцию с призматическим блоком или галечным слоем. Высокие температуры позволяют использовать технологическое тепло для производства водорода с помощью термохимического серо-йодного цикла.

Запланированное строительство первого VHTR, южноафриканского модульного реактора с галечным слоем (PBMR), лишилось государственного финансирования в феврале 2010 года. Рост затрат и опасения по поводу возможных неожиданных технических проблем отпугнули потенциальных инвесторов и клиентов.

Правительство Китая начало строительство высокотемпературного реактора с галечным слоем мощностью 200 МВт в 2012 году в качестве преемника своего HTR-10. Также в 2012 году в рамках конкурса атомных станций нового поколения Национальная лаборатория Айдахо утвердила проект, аналогичный призматическому блочному реакторы «Антарес» компании Areva, который будет развернут в качестве прототипа к 2021 году.

Компания X-energy получила пятилетнее партнёрство $ 53 миллионное Министерства энергетики США с ассигнованиями в размере $ 53 млн для усовершенствования элементов разработки их реакторов. Xe-100 — реактор типа PBMR, который будет генерировать 200 МВт тепловой мощности и приблизительно 76 МВт электрической. Стандартная четырехреакторная установка Xe-100 вырабатывает около 300 МВт электрической энергии и может уместиться на территории всего 50 000 м². Все компоненты Xe-100 будут монтироваться на строительной площадке из отдельных модулей, что упростит строительство.

Реактор на расплавах солей (MSR)

Реактор на расплавах солей (MSR, ЖСР) — тип ядерного реактора, в котором теплоноситель первого контура или даже само топливо представляет собой расплавленную солевую смесь. Было предложено много проектов реакторов этого типа и построено несколько прототипов.

Принцип ЖСР можно использовать для тепловых, надтепловых и быстрых реакторов. С 2005 г. акцент сместился на ЖСР с быстрым спектром (MSFR)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.

Текущие концептуальные проекты включают реакторы теплового спектра (например, IMSR), а также реакторы быстрого спектра (например, MCSFR).

Ранние концепции теплового спектра и многие современные основаны на ядерном топливе, возможно, тетрафториде урана (UF4) или тетрафториде тория (ThF4), растворенном в расплаве фторидной соли. Жидкость достигнет критичности, перетекая в керн, где графит будет служить замедлителем. Многие современные концепции основаны на топливе, которое диспергировано в графитовой матрице с расплавом соли, обеспечивающим охлаждение при низком давлении и высокой температуре. Эти концепции MSR поколения IV часто более точно называют надтепловым реактором из-за того, что средняя скорость нейтронов, которая может вызвать события деления в его топливе, больше, чем в тепловых реакторах.

В концептуальных проектах MSR с быстрым спектром (например, MCSFR) нет графитового замедлителя. Они достигают критичности, имея достаточный объем соли с достаточным количеством делящегося материала. Будучи реакторами на быстрых нейтронах, они могут использовать более распространённое топливо и оставлять только короткоживущие отходы.

В то время как большинство разрабатываемых конструкций ЖСР в значительной степени заимствованы из экспериментов 1960-х годов с расплавленными солями (MSRE), варианты технологии расплавленных солей включают концептуальный двухжидкостный реактор, который использует свинец в качестве охлаждающей среды и топливо в виде расплавленной соли, например хлорид плутония (III), что позволяет достичь замкнутого топливного цикла. Другие известные подходы, существенно отличающиеся от MSRE, включают концепцию реактора со стабильной солью (SSR), продвигаемую MOLTEX, в котором расплавленная соль находятся в обычных твердотопливных стержнях, которые уже хорошо зарекомендовали себя в ядерной промышленности. Британская консалтинговая фирма Energy Process Development в 2015 году сочла этот последний британский проект наиболее конкурентоспособным для разработки малых модульных реакторов.

Другой проект, который находится в стадии разработки, — быстрый реактор с расплавленным хлоридом, предложенный американской компанией TerraPower. В этом реакторе смешивается жидкий природный уран и расплавленный хлоридный теплоноситель в активной зоне реактора, достигая очень высоких температур при сохранении атмосферного давления.

Еще одна примечательная особенность ЖСР — возможность сжигания ядерных отходов тепловых реакторов. Обычно только реакторы на быстрых нейтронах считались пригодными для утилизации отработанного ядерного топлива. Концептуальная жизнеспособность термического сжигателя отходов была впервые продемонстрирована в официальном документе Seaborg Technologies весной 2015 года. Термическое сжигание отходов было достигнуто за счет замены части урана в отработавшем ядерном топливе торием. Скорость образования трансурановых элементов (например, плутония и америция) снижается ниже уровня потребления, таким образом уменьшая масштаб проблемы ядерного хранения, проблемы распространения ядерных материалов и других технических проблем,.

Сверхкритический водяной реактор (SCWR)

Сверхкритический водяной реакторen (SCWR) представляет собой водяной реактор со сниженным замедлениемen, который из-за относительно высокой средней скорости нейтронов называют надтепловым. В качестве рабочей жидкости используется вода в сверхкритическом состоянии. SCWR — это в основном легководные реакторы (LWR), работающие при более высоких давлениях и температурах с прямым прямоточным циклом теплообмена. Как предполагается, он будет работать в прямом цикле, во многом подобно реактору с кипящей водой (BWR), но поскольку он использует сверхкритическую воду в качестве рабочего тела, он будет иметь только одну водную фазу, что делает метод сверхкритического теплообмена более похожим на реактор с водой под давлением (ВВР). Он может работать при гораздо более высоких температурах, чем существующие ВВР и BWR.

Сверхкритические реакторы с водяным охлаждением (СКВР) являются многообещающими передовыми ядерными системами из-за их высокого теплового КПД (около 45 % против 33 % для существующих LWR) и значительного упрощения конструкции.

Основная миссия СКВР — производство недорогой электроэнергии. В его основе лежат две проверенные технологии: реакторы LWR, которые наиболее часто используются в мире, и котлы, работающие на перегретом ископаемом топливе, также широко использующиеся. Концепция СКВР исследуется 32 организациями в 13 странах.

Поскольку СКВР являются водяными реакторами, существует опасность парового взрыва и выброса радиоактивного пара, присущую BWR и LWR, а также потребность в чрезвычайно дорогих сверхпрочных корпусах высокого давления, трубах, клапанах и насосах. Эти общие проблемы по своей природе более серьезны для СКВР из-за работы при более высоких температурах.

Разрабатываемый проект СКВР — ВВЭР-1700/393 (ВВЭР-СКВР или ВВЭР-СКД) — российский сверхкритический водоохлаждаемый реактор с двойной активной зоной на входе и коэффициентом воспроизводства 0,95.

Реакторы на быстрых нейтронах