Los reactores de IV Generación ( Gen IV ) son un conjunto de diseños de reactores nucleares que el Foro Internacional de Generación IV está investigando actualmente para aplicaciones comerciales. [1] Están motivados por una variedad de objetivos que incluyen la mejora de la seguridad, la sostenibilidad, la eficiencia y el costo.
El diseño de reactor de generación IV más desarrollado, el reactor rápido de sodio , ha recibido la mayor parte de la financiación a lo largo de los años con varias instalaciones de demostración en funcionamiento. El principal aspecto de Gen IV del diseño se relaciona con el desarrollo de un ciclo de combustible cerrado sostenible para el reactor. Se considera que el reactor de sales fundidas , una tecnología menos desarrollada, tiene potencialmente la mayor seguridad inherente de los seis modelos. [2] [3] Los diseños de reactores de muy alta temperatura operan a temperaturas mucho más altas. Esto permite la electrólisis a alta temperatura o el ciclo azufre-yodo.para la producción eficiente de hidrógeno y la síntesis de combustibles neutros en carbono . [1]
Según un cronograma compilado por la Asociación Nuclear Mundial, los reactores Gen IV podrían entrar en operación comercial entre 2020 y 2030. [4] Sin embargo, a partir de 2021, ningún proyecto Gen IV ha avanzado significativamente más allá de la etapa de diseño, y varios han sido abandonados.
Actualmente, la mayoría de los reactores en funcionamiento en todo el mundo se consideran sistemas de reactores de segunda generación , ya que la gran mayoría de los sistemas de primera generación se retiraron hace algún tiempo y solo hay unos pocos reactores de Generación III en funcionamiento a partir de 2021. Reactores de Generación V se refieren a reactores que son puramente teóricos y, por lo tanto, aún no se consideran viables a corto plazo, lo que da lugar a una financiación limitada para I + D.
Historia [ editar ]
El Foro Internacional Generación IV (GIF) es "un esfuerzo internacional cooperativo que se estableció para llevar a cabo la investigación y el desarrollo necesarios para establecer la viabilidad y las capacidades de rendimiento de los sistemas de energía nuclear de próxima generación". [5] Fue fundado en 2001. Actualmente, los miembros activos del Foro Internacional Generación IV (GIF) incluyen: Australia , Canadá , China , la Comunidad Europea de Energía Atómica (Euratom), Francia , Japón , Rusia , Sudáfrica , Corea del Sur. , Suiza , Reino Unido y elEstados Unidos . Los miembros inactivos son Argentina y Brasil . [6] Suiza se unió en 2002, Euratom en 2003, China y Rusia en 2006, y Australia [7] se unió al foro en 2016. Los países restantes fueron miembros fundadores. [6]
La 36ª reunión del GIF en Bruselas se celebró en noviembre de 2013. [8] [9] La actualización de la hoja de ruta tecnológica para los sistemas de energía nuclear de cuarta generación se publicó en enero de 2014, que detalla los objetivos de I + D para la próxima década. [10] Se ha puesto a disposición un desglose de los diseños de reactores que está investigando cada miembro del foro. [11]
En enero de 2018, se informó que se había completado "la primera instalación de la tapa del recipiente a presión del primer reactor de generación IV del mundo" en el HTR-PM . [12]
Tipos de reactores [ editar ]
Inicialmente se consideraron muchos tipos de reactores; sin embargo, se redujo el tamaño de la lista para centrarse en las tecnologías más prometedoras y aquellas que probablemente podrían cumplir los objetivos de la iniciativa Gen IV. [4] Tres sistemas son nominalmente reactores térmicos y cuatro son reactores rápidos . El reactor de muy alta temperatura (VHTR) también se está investigando para proporcionar potencialmente calor de proceso de alta calidad para la producción de hidrógeno . Los reactores rápidos ofrecen la posibilidad de quemar actínidos para reducir aún más los residuos y poder " generar más combustible"de lo que consumen. Estos sistemas ofrecen avances significativos en sustentabilidad, seguridad y confiabilidad, economía, resistencia a la proliferación (según perspectiva) y protección física.
Reactores térmicos [ editar ]
Un reactor térmico es un reactor nuclear que utiliza neutrones térmicos o lentos . Se utiliza un moderador de neutrones para ralentizar los neutrones emitidos por la fisión para que sea más probable que sean capturados por el combustible.
Reactor de muy alta temperatura (VHTR) [ editar ]
El concepto de reactor de muy alta temperatura (VHTR) utiliza un núcleo moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio de una sola pasada, que utiliza helio o sal fundida como refrigerante. Este diseño de reactor prevé una temperatura de salida de 1.000 ° C. El núcleo del reactor puede ser un bloque prismático o un diseño de reactor de lecho de guijarros . Las altas temperaturas permiten aplicaciones como el calor de proceso o la producción de hidrógeno a través del proceso del ciclo termoquímico de azufre-yodo .
La construcción planificada del primer VHTR, el reactor modular de lecho de guijarros de Sudáfrica (PBMR), perdió la financiación del gobierno en febrero de 2010. [13] Un aumento pronunciado de los costos y las preocupaciones sobre posibles problemas técnicos inesperados habían desanimado a los posibles inversores y clientes.
El gobierno chino comenzó la construcción de un reactor de lecho de guijarros de alta temperatura de 200 MW en 2012 como sucesor de su HTR-10 . [14] También en 2012, como parte de la competencia de la planta nuclear de próxima generación , el Laboratorio Nacional de Idaho aprobó un diseño similar al reactor de bloque prismático Antares de Areva para ser desplegado como prototipo en 2021. [15]
El Departamento de Energía de los Estados Unidos le otorgó a X-energy una asociación de cinco años por valor de 53 millones de dólares para promover elementos en el desarrollo de sus reactores. [ cita requerida ] El Xe-100 es un PBMR que generará 200 MWt y aproximadamente 76 MWe. La planta estándar de cuatro paquetes Xe-100 genera aproximadamente 300 MWe y cabrá en tan solo 13 acres. Todos los componentes del Xe-100 serán transportables por carretera y se instalarán, en lugar de construir, en el sitio del proyecto para agilizar la construcción. [ cita requerida ]
Reactor de sales fundidas (MSR) [ editar ]
Un reactor de sal fundida [16] es un tipo de reactor nuclear en el que el refrigerante primario , o incluso el propio combustible, es una mezcla de sales fundidas. Se han presentado muchos diseños para este tipo de reactor y se han construido algunos prototipos.
El principio de un MSR se puede utilizar para reactores térmicos, epitermales y rápidos. Desde 2005, el enfoque se ha movido hacia un MSR de espectro rápido (MSFR). [17]
Los diseños conceptuales actuales incluyen reactores de espectro térmico (por ejemplo, IMSR), así como reactores de espectro rápido (por ejemplo, MCSFR).
Los primeros conceptos de espectro térmico y muchos de los actuales se basan en el combustible nuclear , quizás el tetrafluoruro de uranio (UF 4 ) o el tetrafluoruro de torio (ThF 4 ), disuelto en una sal de fluoruro fundida . El fluido alcanzaría la criticidad fluyendo hacia un núcleo donde el grafito serviría como moderador . Muchos conceptos actuales se basan en el combustible que se dispersa en una matriz de grafito con la sal fundida que proporciona enfriamiento a baja presión y alta temperatura. Estos conceptos de MSR Gen IV a menudo se denominan con mayor precisión un reactor epitermalque un reactor térmico debido a que la velocidad promedio de los neutrones que causaría que los eventos de fisión dentro de su combustible fueran más rápidos que los neutrones térmicos . [18]
Los diseños de concepto de MSR de espectro rápido (por ejemplo, MCSFR) eliminan el moderador de grafito. Alcanzan la criticidad al tener un volumen suficiente de sal con suficiente material fisible. Al ser de espectro rápido, pueden consumir mucho más combustible y dejar solo residuos de corta duración.
Si bien la mayoría de los diseños de MSR que se persiguen se derivan en gran medida del Experimento del reactor de sales fundidas (MSRE) de la década de 1960 , las variantes de la tecnología de sales fundidas incluyen el reactor conceptual de fluido dual que se está diseñando con plomo como medio de enfriamiento pero combustible de sales fundidas, comúnmente cloruro metálico, por ejemplo, cloruro de plutonio (III) , para contribuir a una mayor capacidad de ciclo de combustible cerrado de "desechos nucleares". Otros enfoques notables que difieren sustancialmente del MSRE incluyen el concepto de reactor de sal estable (SSR) promovido por MOLTEX, que encierra la sal fundida en cientos de barras de combustible sólido comunes que ya están bien establecidas en la industria nuclear. Este último diseño británico resultó ser el más competitivo paraDesarrollo de un pequeño reactor modular por una empresa consultora británica Energy Process Development en 2015. [19] [20]
Otro diseño en desarrollo es el reactor rápido de cloruro fundido propuesto por TerraPower , una empresa de ciencia y energía nuclear con sede en Estados Unidos. Este concepto de reactor mezcla el uranio natural líquido y el refrigerante de cloruro fundido en el núcleo del reactor, alcanzando temperaturas muy altas mientras se mantiene a presión atmosférica. [21]
Otra característica notable del MSR es la posibilidad de un quemador de desechos nucleares de espectro térmico . Convencionalmente, solo los reactores de espectro rápido se han considerado viables para la utilización o reducción de las existencias nucleares gastadas . La viabilidad conceptual de un quemador térmico de desechos se mostró por primera vez en un documento técnico de Seaborg Technologies en la primavera de 2015. [22] La quema térmica de desechos se logró mediante la sustitución de una fracción del uranio del combustible nuclear gastado por torio . La tasa neta de producción de elementos transuránicos (por ejemplo, plutonio y americio) se reduce por debajo de la tasa de consumo, reduciendo así la magnitud del problema del almacenamiento nuclear , sin las preocupaciones sobre la proliferación nuclear y otros problemas técnicos asociados con un reactor rápido .
Reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR) [ editar ]
El reactor de agua supercrítica (SCWR) [16] es un concepto de reactor de agua de moderación reducida que, debido a que la velocidad promedio de los neutrones que causarían que los eventos de fisión dentro del combustible fueran más rápidos que los neutrones térmicos , se denomina con mayor precisión un reactor epitermal. que un reactor térmico. Utiliza agua supercrítica como fluido de trabajo. Los SCWR son básicamente reactores de agua ligera (LWR) que operan a presiones y temperaturas más altas con un ciclo de intercambio de calor directo de un solo paso. Como se prevé más comúnmente, funcionaría en un ciclo directo, muy parecido a un reactor de agua hirviendo ( BWR), pero dado que utiliza agua supercrítica (que no debe confundirse con masa crítica ) como fluido de trabajo, solo tendría una fase de agua presente, lo que hace que el método de intercambio de calor supercrítico sea más similar a un reactor de agua a presión ( PWR ). Podría funcionar a temperaturas mucho más altas que las actuales PWR y BWR.
Los reactores supercríticos refrigerados por agua (SCWR) son sistemas nucleares avanzados prometedores debido a su alta eficiencia térmica (es decir, aproximadamente un 45% frente a aproximadamente un 33% de eficiencia para los LWR actuales) y una considerable simplificación de la planta.
La misión principal de la SCWR es la generación de bajo costo de la electricidad . Se basa en dos tecnologías probadas, LWR, que son los reactores de generación de energía más comúnmente desplegados en el mundo, y sobrecalentado combustible fósil despedido calderas , un gran número de los cuales están también en uso en todo el mundo. El concepto de SCWR está siendo investigado por 32 organizaciones en 13 países. [ cita requerida ]
Debido a que los SCWR son reactores de agua, comparten los peligros de explosión de vapor y liberación de vapor radiactivo de los BWR y LWR, así como la necesidad de recipientes a presión, tuberías, válvulas y bombas extremadamente costosos. Estos problemas compartidos son inherentemente más severos para los SCWR debido al funcionamiento a temperaturas más altas.
Un diseño SCWR en desarrollo es el VVER -1700/393 (VVER-SCWR o VVER-SKD), un reactor ruso supercrítico refrigerado por agua con doble núcleo de entrada y una relación de reproducción de 0,95. [23]
Reactores rápidos [ editar ]
Un reactor rápido utiliza directamente los neutrones rápidos emitidos por fisión, sin moderación. A diferencia de los reactores de neutrones térmicos, los reactores de neutrones rápidos pueden configurarse para " quemar ", o fisión, todos los actínidos y, con el tiempo suficiente, reducir drásticamente la fracción de actínidos en el combustible nuclear gastado producido por la actual flota mundial de reactores de agua ligera de neutrones térmicos . cerrando así el ciclo del combustible nuclear . Alternativamente, si se configuran de manera diferente, también pueden generar más combustible de actínidos del que consumen.
Reactor rápido refrigerado por gas (GFR) [ editar ]
El sistema de reactor rápido refrigerado por gas (GFR) [16] presenta un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la gestión de actínidos. El reactor está refrigerado por helio y con una temperatura de salida de 850 ° C es una evolución del reactor de muy alta temperatura (VHTR) hacia un ciclo de combustible más sostenible. Utilizará una turbina de gas de ciclo Brayton directo para una alta eficiencia térmica. Se están considerando varias formas de combustible por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retención de los productos de fisión : cerámica compuestacombustible, partículas de combustible avanzadas o elementos revestidos de cerámica de compuestos actínidos. Se están considerando configuraciones de núcleo basadas en conjuntos de combustible basados en clavijas o placas o bloques prismáticos.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea está financiando tres sistemas de reactores de IV Generación, uno de los cuales es un reactor rápido refrigerado por gas, llamado Allegro , 100 MW (t), que se construirá en un país de Europa central o oriental y se espera que comience la construcción. en 2018. [24] El grupo centroeuropeo Visegrád está comprometido con la búsqueda de la tecnología. [25] En 2013, los institutos alemanes, británicos y franceses finalizaron un estudio de colaboración de 3 años sobre el seguimiento del diseño a escala industrial, conocido como GoFastR . [26] Fueron financiados por el Séptimo Programa Marco de FWP de la UE , con el objetivo de hacer un VHTR sostenible. [27]
Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR) [ editar ]
Los dos reactores rápidos refrigerados por sodio comerciales más grandes se encuentran en Rusia, el BN-600 y el BN-800 (800 MW). El reactor más grande jamás operado fue el reactor Superphenix con más de 1200 MW de potencia eléctrica, funcionando con éxito durante varios años en Francia antes de ser desmantelado en 1996. En la India, el reactor de prueba Fast Breeder (FBTR) alcanzó la criticidad en octubre de 1985. En septiembre En 2002, la eficiencia del consumo de combustible en el FBTR alcanzó por primera vez la marca de 100.000 megavatios-día por tonelada métrica de uranio (MWd / MTU). Esto se considera un hito importante en la tecnología de reactores reproductores de la India. Utilizando la experiencia obtenida de la operación del FBTR, el prototipo de reactor reproductor rápido, se está construyendo un reactor rápido refrigerado por sodio de 500 MWe a un costo de INR 5.677 millones de rupias (~ US $ 900 millones). La construcción se completó en 2015, pero el reactor aún no es crítico. Al PFBR le seguirán otros seis reactores comerciales rápidos reproductores (CFBR) de 600 MWe cada uno.
El SFR Gen IV [16] es un proyecto que se basa en dos proyectos existentes para FBR refrigerados por sodio, el reactor reproductor rápido alimentado por óxido y el reactor rápido integral alimentado por metal .
Los objetivos son aumentar la eficiencia del uso de uranio mediante la reproducción de plutonio y la eliminación de la necesidad de que los isótopos transuránicos abandonen el sitio. El diseño del reactor utiliza un núcleo no moderado que funciona con neutrones rápidos , diseñado para permitir que se consuma cualquier isótopo transuránico (y en algunos casos se utilice como combustible). Además de los beneficios de eliminar los transuránicos de vida media prolongada del ciclo de desechos, el combustible SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta y la reacción en cadena se ralentiza automáticamente. De esta manera, es pasivamente seguro. [28]
Un concepto de reactor SFR se enfría con sodio líquido y se alimenta con una aleación metálica de uranio y plutonio o combustible nuclear gastado , los "desechos nucleares" de los reactores de agua ligera . El combustible SFR está contenido en un revestimiento de acero con relleno de sodio líquido en el espacio entre los elementos revestidos que componen el conjunto de combustible. Uno de los desafíos de diseño de un SFR son los riesgos de manipular sodio, que reacciona explosivamente si entra en contacto con el agua. Sin embargo, el uso de metal líquido en lugar de agua como refrigerante permite que el sistema funcione a presión atmosférica, reduciendo el riesgo de fugas.
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea ha financiado tres sistemas de reactores de IV Generación, uno de los cuales era un reactor rápido refrigerado por sodio, llamado ASTRID , Reactor Técnico Avanzado de Sodio para Demostración Industrial. [30] El proyecto ASTRID se canceló en agosto de 2019. [31]
Existen numerosos progenitores del SFR Gen IV en todo el mundo, con la instalación de prueba de flujo rápido de 400 MWe que funcionó con éxito durante diez años en el sitio de Hanford en el estado de Washington.
El EBR II de 20 MWe operó con éxito durante más de treinta años en el Laboratorio Nacional de Idaho, hasta que se cerró en 1994.
El reactor PRISM de GE Hitachi es una implementación comercial y modernizada de la tecnología desarrollada para el Reactor Rápido Integral (IFR), desarrollada por el Laboratorio Nacional Argonne entre 1984 y 1994. El propósito principal de PRISM es quemar combustible nuclear gastado de otros reactores, en lugar de cría de nuevo combustible. Presentado como una alternativa al enterramiento del combustible / desechos gastados, el diseño reduce la vida media de los elementos fisionables presentes en el combustible nuclear gastado mientras genera electricidad en gran parte como subproducto.
Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) [ editar ]
El rápido reactor refrigerado por plomo [16] ofrece un rápido neutrones espectro de plomo o plomo / bismuto eutéctico ( LBE ) reactor refrigerado por líquido-metal con un cerrado ciclo de combustible . Las opciones incluyen una gama de clasificaciones de la planta, incluida una "batería" de 50 a 150 MW de electricidad que presenta un intervalo de repostaje muy largo, un sistema modular con una capacidad nominal de 300 a 400 MW y una gran opción de planta monolítica de 1200 MW (el término batería se refiere al núcleo de larga duración fabricado en fábrica, no a ninguna disposición para la conversión de energía electroquímica). El combustible es a base de metal o nitruro que contiene uranio fértil y transuránicos.. El reactor se enfría por convección natural con una temperatura del refrigerante a la salida del reactor de 550 ° C, posiblemente hasta 800 ° C con materiales avanzados. La temperatura más alta permite la producción de hidrógeno mediante procesos termoquímicos .
La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea está financiando tres sistemas de reactores de IV Generación, uno de los cuales es un reactor rápido enfriado por plomo que también es un reactor subcrítico impulsado por acelerador , llamado MYRRHA , 100 MW (t), que se construirá en Bélgica, con la construcción prevista para comenzar después de 2014 y la versión a escala industrial, conocida como Alfred , programada para ser construida en algún momento después de 2017. Un modelo de energía reducida de Myrrha llamado Guinevere se puso en marcha en Mol en marzo de 2009. [24] En 2012 el El equipo de investigación informó que Ginebra estaba operativa. [32]
Otros dos reactores rápidos refrigerados por plomo en desarrollo son el SVBR-100, un concepto de reactor de neutrones rápidos refrigerado por plomo-bismuto modular de 100 MWe diseñado por OKB Gidropress en Rusia y el BREST-OD-300 (reactor rápido refrigerado por plomo) 300 MWe, que se desarrollará después del SVBR-100, prescindirá del manto fértil alrededor del núcleo y reemplazará el diseño del reactor BN-600 enfriado con sodio , para supuestamente brindar una mayor resistencia a la proliferación. [23] Los trabajos de construcción preparatorios comenzaron en mayo de 2020. [33]
Ventajas y desventajas [ editar ]
En relación con la tecnología actual de las centrales nucleares, los beneficios declarados para los reactores de cuarta generación incluyen:
- Residuos nucleares que permanecen radiactivos durante algunos siglos en lugar de milenios [34]
- De 100 a 300 veces más rendimiento energético con la misma cantidad de combustible nuclear [35]
- Gama más amplia de combustibles, e incluso combustibles crudos sin encapsular ( MSR sin guijarros , LFTR ).
- En algunos reactores, la capacidad de consumir los desechos nucleares existentes en la producción de electricidad, es decir, un ciclo de combustible nuclear cerrado . Esto refuerza el argumento para considerar la energía nuclear como energía renovable .
- Características mejoradas de seguridad operativa, como (según el diseño) evitar el funcionamiento presurizado, apagado automático pasivo (sin alimentación, sin mando) del reactor, evitar el enfriamiento del agua y los riesgos asociados de pérdida de agua (fugas o ebullición) y generación / explosión de hidrógeno y contaminación del agua refrigerante.
Los reactores nucleares no emiten CO 2 durante su operación, aunque como todas las fuentes de energía bajas en carbono , la fase de minería y construcción puede resultar en emisiones de CO 2 , si se trata de fuentes de energía que no son neutras en carbono (como los combustibles fósiles), o cementos emisores de CO 2 se utilizan durante el proceso de construcción. Una revisión de la Universidad de Yale de 2012 publicada en el Journal of Industrial Ecology que analiza el CO
2 Las emisiones de evaluación del ciclo de vida (ACV) de la energía nucleoeléctrica determinaron que: [36]
La literatura colectiva sobre ACV indica que las emisiones de GEI [gases de efecto invernadero] del ciclo de vida de la energía nuclear son solo una fracción de las fuentes fósiles tradicionales y comparables a las tecnologías renovables.
Aunque el documento trataba principalmente con datos de reactores de Generación II y no analizaba el CO
2para el año 2050 de los reactores de Generación III que estaban en construcción, sí resumió los hallazgos de la Evaluación del Ciclo de Vida de las tecnologías de reactores en desarrollo.
Los FBR [' Reactores reproductores rápidos '] se han evaluado en la literatura sobre LCA. La literatura limitada que evalúa esta posible tecnología futura informa emisiones de GEI del ciclo de vida medio ... similares o inferiores a los LWR [ reactores de agua ligera Gen II ] y pretende consumir poco o nada de mineral de uranio .
Un riesgo específico del reactor rápido refrigerado por sodio está relacionado con el uso de sodio metálico como refrigerante. En caso de rotura, el sodio reacciona explosivamente con el agua. La reparación de las brechas también puede resultar peligrosa, ya que el argón de gas noble más barato también se utiliza para prevenir la oxidación del sodio. El argón, como el helio, puede desplazar el oxígeno en el aire y puede plantear problemas de hipoxia , por lo que los trabajadores pueden estar expuestos a este riesgo adicional. Este es un problema pertinente como lo demuestran los eventos en el reactor prototipo de reproducción rápida de tipo bucle Monju en Tsuruga, Japón. [37]El uso de plomo o sales fundidas mitiga este problema al hacer que el refrigerante sea menos reactivo y permitir una temperatura de congelación alta y una presión baja en caso de una fuga. Las desventajas del plomo en comparación con el sodio son una viscosidad mucho más alta, una densidad mucho más alta, una capacidad calorífica más baja y más productos de activación de neutrones radiactivos.
En muchos casos, ya existe una gran experiencia acumulada con numerosos diseños de prueba de concepto Gen IV. Por ejemplo, los reactores de la estación generadora de Fort St. Vrain y el HTR-10 son similares a los diseños VHTR de generación IV propuestos , y los reactores tipo piscina EBR-II , Phénix , BN-600 y BN-800 son similares a la piscina propuesta. Se están diseñando reactores rápidos refrigerados por sodio tipo Gen IV.
El ingeniero nuclear David Lochbaum advierte que los riesgos de seguridad pueden ser mayores inicialmente ya que los operadores de reactores tienen poca experiencia con el nuevo diseño "el problema con los nuevos reactores y accidentes es doble: surgen escenarios que son imposibles de planificar en simulaciones; y los humanos cometen errores". [38] Como dijo un director de un laboratorio de investigación de EE. UU., "La fabricación, construcción, operación y mantenimiento de nuevos reactores enfrentarán una curva de aprendizaje empinada: las tecnologías avanzadas tendrán un mayor riesgo de accidentes y errores. La tecnología puede estar probada , pero la gente no ". [38]
Tabla de diseños [ editar ]
| Sistema | Espectro de neutrones | Refrigerante | Temperatura (° C) | Ciclo de combustible | Tamaño (MW) | Desarrolladores de ejemplo |
|---|---|---|---|---|---|---|
| VHTR | Térmico | Helio | 900-1000 | Abierto | 250–300 | JAEA ( HTTR ), Universidad de Tsinghua ( HTR-10 ), X-energy [40] |
| SFR | Rápido | Sodio | 550 | Cerrado | 30–150, 300–1500, 1000–2000 | TerraPower ( TWR ), Toshiba ( 4S ), GE Hitachi Nuclear Energy ( PRISM ), OKBM Afrikantov ( BN-1200 ) |
| SCWR | Térmica o rápida | Agua | 510–625 | Abierto o cerrado | 300–700, 1000–1500 | |
| TFG | Rápido | Helio | 850 | Cerrado | 1200 | Módulo multiplicador de energía |
| LFR | Rápido | Dirigir | 480–800 | Cerrado | 20–180, 300–1200, 600–1000 | Rosatom ( BREST-OD-300 ) |
| MSR | Rápido o térmico | Sales de fluoruro o cloruro | 700–800 | Cerrado | 250, 1000 | Seaborg Technologies , TerraPower , Elysium Industries, Moltex Energy , Flibe Energy ( LFTR ), Transatomic Power , Thorium Tech Solution ( FUJI MSR ), Terrestrial Energy ( IMSR ), Southern Company [40] |
| DFR | Rápido | Dirigir | 1000 | Cerrado | 500-1500 | Instituto de Física Nuclear de Estado Sólido [41] |
Ver también [ editar ]
- Reactor nuclear
- Material nuclear
- Física nuclear
- Lista de tipos de reactores
- Reactor de segunda generación
- Reactor de generación III
- Reactor rápido integral
- Reactor de fluoruro de torio líquido
- Reactor reproductor
- Pequeño reactor modular
- Lista de reactores nucleares
Referencias [ editar ]
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Enlaces externos [ editar ]
- Artículo del Laboratorio Nacional de Idaho que detalla algunos de los esfuerzos actuales para desarrollar reactores Gen. IV.
- Foro Internacional Generación IV (GIF)
- Oficina de Energía, Ciencia y Tecnología Nuclear del Departamento de Energía de EE. UU.
- Presentación Gen IV
- Ciencia o ficción: ¿hay futuro para la energía nuclear? (Noviembre de 2007) - Una publicación del Instituto Austriaco de Ecología sobre reactores de Fusión y 'Generación IV'.
- Gail H. Marcus (diciembre de 2011). "Energía nuclear después de Fukushima" . Ingeniería Mecánica (la revista de ASME ) . Consultado el 23 de enero de 2012 . "A raíz de un grave accidente en la planta, los diseños de reactores avanzados están recibiendo una atención renovada".
- Organización Internacional de Energía del Torio - www.IThEO.org
- Comité Internacional de Energía de Torio - iThEC
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Moderador | |||||||||||||||
| Agua ligera |
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| Agua pesada por refrigerante |
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| Grafito por refrigerante |
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| Ninguno ( neutrón rápido ) |
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| Otros |
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Reactores de fusión nuclear
Lista de reactores nucleares