Benutzer:Snackroeg/Kernreaktoren der Generation 5

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Atomreaktoren/Kernreaktoren der Generation IV (Gen IV) sind eine Reihe von Planungen zu Kernreaktoren, die derzeit vom Internationalen Generation-IV-Forum, auf marktreife Anwendung der Technologie untersucht werden, zwischen dem Niveau, das einen Versuchsaufbau und dessen wirtschaftlichen Umsetzung.[1] Die Entwicklungen sind durch eine Reihe von Zielen motiviert, darunter verbesserte Sicherheit, Nachhaltigkeit, Effizienz und Kosten.

Das am weitesten entwickelte Reaktordesign der Generation IV, der Natriumschnellreaktor, hat im Laufe der Jahre den größten Teil der Finanzierung und Reihe von Demonstrationsanlagen erhalten. Der Hauptaspekt des Gen-IV-Entwurfs bezieht sich auf die Entwicklung eines nachhaltig geschlossenen Brennstoffkreislauf für den Reaktor. Der Flüssigsalzreaktor, die weniger entwickelte Technologie gilt als die potenziell beste in inhärenter Sicherheit unter den sechs Modellen.[2][3] Konstruktionen des Hochtemperaturreaktors arbeiten bei viel höheren Temperaturen. Dies ermöglicht Hochtemperaturelektrolyse zur effizienten Herstellung von Wasserstoff und zur Synthese von kohlenstoffneutralen Kraftstoffen.

Die Mehrheit der sechs Entwürfe wird voraussichtlich nicht vor 2030 für den gewerblichen Betrieb verfügbar sein.[4] Derzeit sind weltweit mehrheitlich den Reaktoren der Generation II in Betrieb, Generation-I-Systeme wurden überwiegend vor einiger Zeit abgeschaltet, und es gibt nur wenige seit 2014 in Betrieb befindliche Generation-III-Reaktoren. Der Begriff Generation-V-Reaktoren bezieht sich auf Reaktoren, die rein theoretisch sind und daher kurzfristig noch nicht als umsetzbar angesehen werden, was sich in der begrenzten Finanzierung der F&E zeigt.

Geschichte[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Das Generation IV International Forum (GIF) ist "ein kooperatives internationales Unterfangen, das gegründet wurde, um die Forschung und Entwicklung durchzuführen, die erforderlich sind, um die Machbarkeit und Leistungsfähigkeit der Kernenergiesysteme der nächsten Generation zu ermitteln."[5] Es wurde 2001 gegründet. Derzeit aktive Mitglieder des Generation IV International Forum (GIF) sind: Australien, Kanada, China, das Europäische Atomgemeinschaft (Euratom), Frankreich, Japan, Russland, Südafrika, Südkorea, Schweiz, und die Vereinigte Staaten. Die nicht aktiven Mitglieder sind Argentinien, Brasilien, und das Vereinigtes Königreich.[6] Die Schweiz trat 2002 Euratom bei, 2003 China und Russland 2006,Australien[7] ist 2016 beigetreten. Die übrigen Länder waren Gründungsmitglieder.

Das 36. GIF-Treffen in Brüssel fand im November 2013 statt.[8][9] Das Update der Technologie-Roadmap für Kernenergiesysteme der Generation IV wurde im Januar 2014 veröffentlicht und erläutert die F&E-Ziele für das nächste Jahrzehnt.[10] Eine Aufschlüsselung der Reaktorentwürfe, die von den einzelnen Forumsmitgliedern untersucht werden, wurde zur Verfügung gestellt.[11]

Im Januar 2018 wurde berichtet, dass "die erste Installation der Druckbehälterabdeckung des weltweit ersten HTR-PM-Reaktors der Generation IV" abgeschlossen wurde.[12]

Reaktortypen[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Anfangs wurden viele Reaktortypen in Betracht gezogen; die Liste wurde verkleinert, um sich auf die vielversprechendsten Technologien und diejenigen zu konzentrieren, mit denen die Ziele der Gen IV-Initiative am wahrscheinlichsten erreichen könnten.[4] Drei Systeme sind nominal thermische Reaktoren und vier sind Neuitronenbeschleunigungsreaktoren. Der Very High Temperature Reactor (VHTR) wird auch untersucht, um potenziell qualitative Prozesswärme zur Wasserstoffherstellung zu liefern. Diese Reaktoren bieten die Möglichkeit des Actinide abzubrennen und den Abfall weiter reduzieren. Sie werden in der Lage sein, "mehr Kraftstoff zu züchten" als sie verbrauchen. Diese Systeme sind fortschrittlicher im Bezug auf Nachhaltigkeit, Sicherheit, Zuverlässigkeit, Wirtschaftlichkeit, Proliferationsbeständigkeit (je nach Perspektive) und physischen Schutz.

Thermische Reaktoren[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Ein Thermischer Reaktor ist ein Kernreaktor, der mit langsamen oder thermischen Neutronen arbeitet. Ein Neutronenmoderator wird verwendet, um die Geschwindigkeit zu verringern Neutronen emittiert durch Spaltung, um die Wahrscheinlichkeit zu erhöhen, dass sie vom Brennstoff erfasst werden.

Reaktor mit sehr hoher Temperatur[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Hochtemperaturreaktor

Der Hochtemperaturreaktor (VHTR) ist ein Konzept um einen mit Graphit moderierten Kern mit durchgehenden Uranbrennstoffkreislauf zu verwenden, der Helium oder geschmolzenes Salz als Kühlmittel verwendet. Diese Reaktorkonstruktion sieht eine Auslasstemperatur von 1000 °C vor. Der Reaktorkern kann entweder ein Prismenblock sein oder ein Kiesbettreaktor. Die hohen Temperaturen ermöglichen Anwendungen wie Prozesswärme oder Wasserstoffproduktion über die Thermochemikalie Schwefel-Jod-Kreislauf-Prozess.

Der geplante Bau des ersten VHTR, der südafrikanischen Modulreaktor mit Kieselbett (PBMR), verlor die staatliche Finanzierung im Februar 2010.[13] Ein deutlicher Anstieg der Kosten und Bedenken hinsichtlich möglicher unerwarteter technischer Probleme hatten potenzielle Investoren und Kunden entmutigt.

Die chinesische Regierung begann 2012 als Nachfolger mit dem Bau eines 200-MW-Hochtemperatur-Kieselbettreaktors HTR-10.[14] Ebenfalls im Jahr 2012, im Rahmen des Wettbewerb um das Kernkraftwerk der nächsten Generation, die Idaho National Laboratory genehmigte ein Design ähnlich Areva. Der Prisma-Block des Antares-Reaktor soll bis 2021 als Prototyp eingesetzt werden.[15]

X-Energie wurde eine fünfjährige Partnerschaft und $53 Millionen vom Energieministerium der Vereinigten Staaten bewilligt um Elemente der Reaktorentwicklung voranzutreiben. Der Xe-100 ist ein PBMR, der 200 MW Wärme und ungefähr 76 MW Strom erzeugen wird, die Standard-Viererpackungsanlage Xe-100 erzeugt ungefähr 300 MWe und passt auf nur 13 MWe Morgen. Alle Komponenten für den Xe-100 können auf der Straße transportiert werden und werden am Projektstandort installiert, nicht vor Ort gefertigt, um den Bau zu rationalisieren.

Flüssigsalzreaktor (MSR)[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Flüssigsalzreaktor (MSR)

Ein Flüssigsalzreaktor[16] ist eine Art Kernreaktor, bei der der primäre Kühlkreislauf oder sogar der Brennstoff selbst ist eine geschmolzene Salzmischung ist. Für diesen Reaktortyp wurden viele Entwürfe vorgelegt und einige Prototypen gebaut.

Das Prinzip eines MSR kann für thermische, epithermische und schnelle Reaktoren angewendet werden. Seit 2005 liegt der Fokus auf einem schnellen Spektrum MSR (MSFR).[17]

Derzeitige Konzeptentwürfe umfassen Wärmespektrumreaktoren (z. B. IMSR) sowie schnelle Spektrumreaktoren (z. B. MCSFR).

Die frühen und viele aktuellen Konzepte des thermischen Spektrums stützen sich darauf Kernbrennstoff, vielleicht Urantetrafluorid (UF4) oder Thoriumtetrafluorid (ThF4), gelöst in geschmolzenem Fluorid Salz (Liquid fluoride thorium reactor). Die Flüssigkeit würde kritisch werden, wenn der Flüssige Kern nicht mit Graphit moderatiert wird. Viele aktuelle Konzepte beruhen auf Kernbrennstoff, der in einer Graphitmatrix dispergiert ist, wobei das geschmolzene Salz eine Kühlung bei niedrigem Druck und hoher Temperatur liefert. Diese Gen-IV-MSR-Konzepte werden häufig genauer als "MSR" bezeichnet Epithermalreaktor als ein thermischer Reaktor aufgrund der durchschnittlichen Geschwindigkeit der Neutronen, die dazu führen würden, dass die Spaltereignisse in seinem Brennstoff schneller verlaufen als thermische Neutronen. [18]

Schnelle Spektrum-MSR-Konzeptentwürfe (z. B. MCSFR) machen den Graphitmoderator überflüssig. Sie erreichen Kritikalität durch ein ausreichendes Salzvolumen mit ausreichend spaltbarem Material. Aufgrund ihres schnellen Spektrums können sie viel mehr Kraftstoff verbrauchen und nur kurzlebigen Abfall hinterlassen.

Während die meisten der weiterferfolgten MSR-Konzepte stammen größtenteils aus den 1960er Jahren, das Flüssigsalzreaktor-Experiment (MSRE) umfasst Varianten der Salzschmelztechnologie das Konzept Doppelflüssigkeitsreaktor welches mit flüssigem Blei als Kühlmedium und Kernbrennstoff im geschmolzenem Salz ausgelegt ist, üblicherweise Metallchlorid, Plutonium (III) chlorid, zur Unterstützung größerer "Atommüll" -Kapazitäten im geschlossenen Brennstoffkreislauf. Andere bemerkenswerte Ansätze, die sich wesentlich vom MSRE unterscheiden, umfassen das Stabile Salzreaktor (SSR)-Konzept von MOLTEX, bei dem das geschmolzene Salz in Hunderten von Brennstäbe des gemeinsamen Feststoffs eingeschlossen ist. Das ist in der Nuklearindustrie bereits gut etabliert. Das letztgenannte britische Design erwies sich als die wettbewerbsfähigste Entwicklung: Der Small Modular Reactor wird durch ein britisches Beratungsunternehmen Energy Process Development seit 2015 entwickelt.[19][20]

Ein weiteres bemerkenswertes Merkmal des MSR ist die Optiont eines Thermischen Reaktors ist die nukleare Müllverbrennung des Kernbrennstoffs. Herkömmlicherweise wurden nur Reaktoren mit schnellem Spektrum als brauchbar angesehen Inanspruchnahme oder Minderung des abgebrannte nukleare Vorräte. Die konzeptionelle Realisierbarkeit eines thermischen Abfallbrenners wurde erstmals in einem Whitepaper von gezeigt Seaborg Technologies Frühling 2015.[21] Die thermische Abfallverbrennung wurde durch Ersetzen eines Bruchteils der Abfälle mit Uran erreicht, in den abgebrannten Brennelementen mit Thorium nachbefüllt wurden. Die Nettoproduktionsrate von Transuranelementen wie Plutonium und Americium wird unter die Verbrauchsrate gesenkt, wodurch die Höhe der Kernspeicherproblem, ohne das Verbreitung von Kernwaffen Bedenken und andere technische Probleme, die mit einem schneller Reaktor verbunden sind.

Überkritisch wassergekühlter Reaktor (SCWR)[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)

Das überkritischer Wasserreaktor (SCWR)[16] ist ein reduzierter Moderationswasserreaktor Konzept, dass aufgrund der durchschnittlichen Geschwindigkeit der Neutronen, die die Spaltereignisse im Kraftstoff verursachen würden, schneller als thermische Neutronenwird es genauer als Epithermalreaktor als ein thermischer Reaktor. Er verwendet überkritische Betriebsflüssigkeit. SCWRs sind grundsätzlich Leichtwasserreaktoren (LWR) bei höherem Druck und höheren Temperaturen mit einem direkten, einmaligen Wärmeaustauschzyklus. Wie am häufigsten angenommen, würde es in einem direkten Zyklus arbeiten, ähnlich wie ein Siedewasserreaktor (BWR), aber da er überkritisches Wasser verwendet (nicht zu verwechseln kritischer Masse) als Arbeitsmedium wäre nur eine Wasserphase vorhanden, wodurch der Wärmeaustausch überkritischen Flüssigkeit einem Druckwasserreaktor ähnlich wird. Dies könnte bei viel höheren Temperaturen funktionieren als sowohl aktuelle PWRs als auch SWRs.

Überkritische wassergekühlte Reaktoren (SCWRs) sind aufgrund ihres hohen Anteils vielversprechende moderne Kernsysteme thermischen Wirkungsgrad (dh ca. 45% gegenüber ca. 33% Wirkungsgrad für aktuelle LWRs) und erhebliche Vereinfachung der Anlage.

Die Hauptaufgabe des SCWR ist die Erzeugung kostengünstiger Produkte Elektrizität. Es basiert auf zwei bewährten Technologien, den LWRs, den weltweit am häufigsten eingesetzten Stromerzeugungsreaktoren, und ist überhitzt fossiler Brennstoff gefeuert Kessel, von denen eine große Anzahl auch weltweit im Einsatz ist. Das SCWR-Konzept wird von 32 Organisationen in 13 Ländern untersucht.

Da SCWR Wasserreaktoren sind, teilen sie die Gefahren der Dampfexplosion und der Freisetzung radioaktiver Dämpfe von SWR und LWR sowie den Bedarf an extrem teuren Hochleistungsdruckbehältern, -rohren, -ventilen und -pumpen. Diese gemeinsamen Probleme sind für SCWR aufgrund des Betriebs bei höheren Temperaturen von Natur aus schwerwiegender.

Ein in Entwicklung befindliches SCWR-Design ist das WWER-1700/393 (VVER-SCWR oder VVER-SKD) - ein russischer überkritischer wassergekühlter Reaktor mit Doppeleinlasskern und einem Brutverhältnis von 0,95.[22]

Ein schneller Reaktor nutzt direkt die durch die Spaltung emittierten schnellen Neutronen, ohne Mäßigung. Im Gegensatz zu thermischen Neutronenreaktoren können schnelle Neutronenreaktoren so konfiguriert werden, dassbrennen"oder Spaltung, alle AktinidenReduzieren Sie daher bei genügend Zeit die Actinidenfraktion in abgebrannter Kernbrennstoff produziert von der heutigen Weltflotte von thermischen Neutronen Leichtwasserreaktoren und schließt damit die Kernbrennstoffkreislauf. Alternativ können sie, falls anders konfiguriert, auch Rasse mehr Aktinid als sie verbrauchen.

Gasgekühlter schneller Reaktor (GFR)[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)

Der gasgekühlter schneller Reaktor (GFR)[16] Das System verfügt über ein schnelles Neutronenspektrum und einen geschlossenen Brennstoffkreislauf für eine effiziente Umwandlung von fruchtbaren Uran und Management von Aktiniden. Der Reaktor ist heliumgekühlt und mit einer Austrittstemperatur von 850 °C ist eine Entwicklung der Reaktor mit sehr hoher Temperatur (VHTR) zu einem nachhaltigeren Kraftstoffkreislauf. Es wird eine direkte verwendet Brayton-Zyklus Gasturbine für hohen thermischen Wirkungsgrad. Es werden verschiedene Brennstoffformen in Betracht gezogen, die bei sehr hohen Temperaturen betrieben werden können und eine hervorragende Rückhaltung gewährleisten Fission produkte: verbund Keramik Brennstoff, fortschrittliche Brennstoffpartikel oder keramisch plattierte Elemente von Aktinidverbindungen. Kernkonfigurationen werden basierend auf stift- oder plattenbasierten Brennelementen oder prismatischen Blöcken in Betracht gezogen.

Die European Sustainable Nuclear Industrial Initiative fördert drei Reaktorsysteme der 4. Generation, von denen eines ein gasgekühlter Schnellreaktor ist allegro 100 MW (t), die in einem mittel- oder osteuropäischen Land gebaut werden sollen und mit dem Bau 2018 begonnen werden soll.[23] Der Mitteleuropäer Visegrád Gruppe sind verpflichtet, die Technologie zu verfolgen.[24] Im Jahr 2013 haben deutsche, britische und französische Institute eine dreijährige Kooperationsstudie zum Thema „Follow-on-Industrial-Scale-Design“ abgeschlossen GoFastR .[25] Sie bekamen von der 7. FWP der EU ein Rahmenprogramm mit dem Ziel eines nachhaltigen VHTR finanziert.[26]

Natriumgekühlter schneller Reaktor (SFR)[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Pooldesign Natriumgekühlter Schnellreaktor (SFR)

Die beiden größten kommerziellen natriumgekühlten Schnellreaktoren befinden sich in Russland: BN-600 und BN-800 (800 MW). Der größte jemals betriebene war der Superphenix Reaktor mit einer elektrischen Leistung von über 1200 MW, der einige Jahre in Frankreich erfolgreich betrieben wurde, bevor er 1996 stillgelegt wurde. In Indien erreichte der Schnellbrüter-Testreaktor im Oktober 1985 den Kritischen Zustand. Im September 2002 erreichte der FBTR erstmals Kerbrennstoff mit einem Wirkungsgrad von 100.000 Megawatttagen pro Tonne Uran (MWd / MTU) abzubrennen. Dies gilt als wichtiger Meilenstein in der indischen Brutreaktortechnologie. Unter Verwendung der Erfahrungen aus der Funktionsweise des FBTR kann der Prototyp eines schnellen Brüters. Ein natriumgekühlter 500-MWe-Schnellreaktor wird für 5.677 Mrd. INR (~ 900 Mio. USD) gebaut und wird voraussichtlich bis 2020 den kritischen Zustand erreichen. Der PFBR werden sechs weitere kommerzielle schnelle Brutreaktoren (CFBRs) mit jeweils 600 MWe folgen.

The Gen IV SFR[16] ist ein Projekt, das auf zwei bestehenden Projekten für natriumgekühlte FBRs aufbaut, die mit Oxid betrieben werden: der Schneller Brutreaktor und der mit Metall-befüllte Integrierte Schnellreaktor.

Ziel ist es, die Effizienz der Urannutzung zu steigern um zu Plutonium auszubrüten und es abzustellen, dass transuranische Isotope beseitigt werden müssen. Die Reaktorkonstruktion verwendet einen nicht moderierten Kern, din dem schnelle Neutronen weiterlaufen, um den Verbrauch von Transuranisotopen zu ermöglichen (und in einigen Fällen als Brennstoff zu verwenden). Neben den Vorteilen des Entfernens der langen Halbwertzeit Transurane aus dem Abfallkreislauf, dehnt sich der SFR-Brennstoff bei Überhitzung des Reaktors aus und verlangsamt die Kettenreaktion automatisch. Auf diese Weise ist die passive Sicherheit erhöht.[27]

Ein SFR-Reaktorkonzept wird gekühlt mit flüssigem Natrium und mit einer metallischen Legierung aus Uran und Plutonium oder abgebranntem Kernbrennstoff, dem "Atommüll" aus Leichtwasserreaktoren. Der SFR-Brennstoff ist in einer Hülle aus Stahl mit flüssigem Natrium enthalten, im Zwischenraum der Brennelemente. Eine der Designherausforderungen eines SFR ist das Risiko des Umgangs mit Natrium, das explosionsartig reagiert, wenn es mit Wasser in Kontakt kommt. Durch die Verwendung von flüssigem Metall anstelle von Wasser als Kühlmittel kann das System jedoch bei atmosphärischem Druck betrieben werden, wodurch das Risiko von Leckagen verringert wird.

TheNachhaltiger Kraftstoffkreislauf in den 1990er Jahren vorgeschlagen Integrierter schneller Reaktor Konzept (Farbe), eine Animation der PyroverarbeitungTechnologie ist ebenfalls verfügbar.[28]
IFR-Konzept (Schwarzweiß mit klarerem Text)

Die Industrielle Europäpische Nuklear Nachhaltigkeitsinitiative fördert drei Reaktorsysteme der 4. Generation, von denen eines ein Natriumgekühlter Schnellreaktor ist ASTRID, Advanced Sodium Technical Reactor für industrielle Demonstration, Areva, CEA und EDF führen das Design in britischer Zusammenarbeit an.[29][30] Astrid wird eine Nennleistung von etwa 600 MWe haben und soll in Frankreich in der Nähe des. Gebaut werden Phönix Reaktor. Eine endgültige Entscheidung für den Bau soll 2019 getroffen werden [23]

Ders PRC, der erste kommerzielle 800 MWe Schnelle Neutronenreaktor nahe Sanming in der Provinz Fujian wird ein SFR sein. Im Jahr 2009 wurde eine Vereinbarung unterzeichnet, das Russland den Entwurf des BN-800 Reaktor exportieren wird. Dies wäre der erste Schnelle Neutronenreaktor, der im kommerziellen Maßstab in die VR China exportiert werden wird. [31] Der BN-800-Reaktor wurde 2014 in Betrieb genommen.

Weltweit gibt es zahlreiche Vorläufer des Gen-IV-SFR mit 400 MWe. Fast Flux Test Facility war zehn Jahre lang am Standort Hanford im US-Bundesstaat Washington in Betrieb.

Der EBR II mit 20 MWe war über dreißig Jahre im Idaho National Laboratory in Betrieb, bis er 1994 stillgelegt wurde.

GE Hitachis PRISMA Reaktor ist eine modernisierte und kommerzielle Implementierung der Technologie, die für den Integral Fast Reactor (IFR) entwickelt wurde Argonne National Laboratory zwischen 1984 und 1994. Mit dem Hauptzweck von PRISM unterscheidet man sich im Fokus auf das Abbrennen abgebrannter Kernbrennstoff von anderen Reaktoren, anstatt neuen Kraftstoff zu auszubrüten. Das Design wird als Alternative zur Nutzung abgebrannter Brennelemente / Abfälle vorgestellt und reduziert die Halbwertszeiten der spaltbaren Elemente in abgebrannten Brennelementen, während Elektrizität größtenteils als Nebenprodukt erzeugt wird.

Bleigekühlter Schnellreaktor[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Lead-Cooled Fast Reactor

Der bleigekühlte Schnellreaktor[32] verfügt über ein schnelles Neutronenspektrum wie Blei oder das Blei-Bismut-Eutektikum (LBE) als flüssigmetallgekühlter Reaktor mit geschlossenem Kraftstoffkreislauf. Zu den Optionen gehören eine Reihe von Anlagenbewertungen, einschließlich einer "Batterie" von 50 bis 150 MW Strom mit einem sehr langen Tankintervall, ein modulares System mit einer Nennleistung von 300 bis 400 MW und eine große monolithische Kraftwerksoption bei 1200 MW (Der Begriff Batterie bezieht sich auf den langlebigen, werksseitig hergestellten Kern, nicht auf eine Vorrichtung zur elektrochemischen Energieumwandlung. Der Kraftstoff ist metall- oder nitridhaltig fertiles Uran und Transurane. Der Reaktor wird durch natürliche Konvektion gekühlt bei einer Reaktorausgangskühlmitteltemperatur von 550 °C, möglicherweise bis zu 800 °C mit noch nicht erforschten Materialien. Die höhere Temperatur ermöglicht die Wasserstoffherstellung durch Thermolyse bzw. Hochthemperatur-Elektrolyse.

Die European Sustainable Nuclear Industrial Initiative fördert drei Reaktorsysteme der 4. Generation, von denen eines ein bleigekühlter Schnellreaktor ist, der auch ein Beschleunigergesteuert Unterkritischer Reaktor, genannt MYRRHA, 100 MW (t), die eingebaut werden Belgien Der Baubeginn wird voraussichtlich nach 2014 und die industrielle Version, bekannt als Alfred, soll nach 2017 gebaut werden. Ein leistungsreduziertes Modell des MYRRHA namens Guinevere wurde im März 2009 in Mol (Belgien) gestartet.[23] 2012 berichtete das Forscherteam, dass Guinevere einsatzbereit sei.[33]

Zwei weitere in der Entwicklung befindliche bleigekühlte Schnellreaktoren sind die SVBR-100, ein modulares 100 MWe-Blei-Wismut-gekühltes Konzept für schnelle Neutronenreaktoren, das von OKB entwickelt wurde Gidropresse in Russland und der BREST-OD-300 (Bleigekühlter schneller Reaktor) 300 MWe, der nach dem SVBR-100 entwickelt und in den Jahren 2016-20 gebaut werden soll fruchtbare Decke um den Kern und wird das gekühlte Natrium ersetzen BN-600 ReaktorDesign, um angeblich eine erhöhte Proliferationsbeständigkeit zu geben.[22]

Vorteile und Nachteile[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

In Bezug auf die derzeitige Kernkraftwerktechnologie werden folgende Vorteile für Reaktoren der 4. Generation beansprucht:

  • Atommüll, der für einige Jahrhunderte anstelle von Jahrtausenden radioaktiv bleibt[34]
  • 100 bis 300-mal mehr Energieertrag bei gleicher Menge Kernbrennstoff[35]
  • Breiteres Spektrum an Kraftstoffen und sogar unenverkapselte Rohbrennstoffen (non-pebble MSR, LFTR).
  • In einigen Reaktoren wird die Fähigkeit, vorhandenen Atommüll für die Stromerzeugung zu verbrauchen, also einen geschlossenen Kernbrennstoffkreislauf. Dies bestärkt das der Argumentation zu glauben Atomkraft sei Erneuerbare Energie.
  • Verbesserte Betriebssicherheitsmerkmale wie (je nach Ausführung) Vermeidung von Druckbetrieb, automatische passive (stromlose, nicht betriebsbedingte) Reaktorabschaltung, Vermeidung von Wasserkühlung und die damit verbundenen Risiken von Wasserverlust (Lecks oder Sieden) und Wasserstoffentwicklung / Explosion und Verunreinigung des Kühlwassers.

Kernreaktoren emittieren kein CO2 während des Betriebs, obwohl wie alle kohlenstoffarmer Strom Quellen kann die Bergbau- und Bauphase zu CO führen2 Emissionen, wenn Energiequellen, die nicht klimaneutral sind (wie fossile Brennstoffe), oder CO2 emittierende Zemente werden während des Bauprozesses verwendet Eine 2012 durgefühte Überprüfung der Yale Universität im Journal of Industrial Ecology veröffentlicht Analyse von CO2 Ökobilanz (LCA) Emissionen aus Atomkraft bestimmt das:[36]

Die kollektive LCA-Literatur weist auf diesen Lebenszyklus hin bezüglich der Treibhausgas-Emissionen (THG), aus Kernkraft sind nur ein Bruchteil der fossilen Quellen und mit erneuerbaren Technologien vergleichbar.

Obwohl sich das Papier hauptsächlich mit Daten aus Generation II Reaktorenund analysierte nicht die Emissionen bis 2050 von Generation III ReaktorenAnschließend wurden die Ergebnisse der Ökobilanzierung in der Entwicklung von Reaktortechnologien zusammengefasst.

FBRs ['Schnelle Brutreaktoren'] wurden in der LCA-Literatur ausgewertet. Die begrenzte Literatur, die diese potenziellen zukünftigen Technologieberichte auswertet Median THG-Emissionen im Lebenszyklus ... ähnlich oder niedriger als LWR [Gen II Leichtwasserreaktoren] und behauptet, wenig oder gar nichts zu konsumieren Uranerz.

Ein spezifisches Risiko des natriumgekühlten Schnellreaktors liegt in der Verwendung von metallischem Natrium als Kühlmittel. Im Falle einer Beschädigung des Kühlsystems reagiert Natrium explosionsartig mit Wasser. Im Reparieren von Brüchen kann sich auch das billigste Edelgas Argon als gefährlich erweisen, es wird denoch verwendet, um Natriumoxidation zu verhindern. Argon kann wie Helium und Sauerstoff die Luft verdrängen und zur Hypoxie führen, was eine Gefahr für in der Anlage beschäfigte Personen Risiko darstellt. Dies war ein einschlägiges Problem, wie die Ereignisse im japanischen Kernkraftwerk Monju zeigten.[37] Die Verwendung von Blei oder geschmolzenen Salzen mildert dieses Problem, indem das Kühlmittel weniger reaktiv wird und im Falle eines Lecks einen hohen Stockpunkt und niedrigen Druck hat. Die Nachteile von Blei im Vergleich zu Natrium sind eine viel höhere Viskosität, eine viel höhere Dichte, eine geringere Wärmekapazität und mehr radioaktive Neutronenaktivierungsprodukte.

In vielen Fällen liegen bereits umfangreiche Erfahrungen mit zahlreichen Proof-of-Concept-Gen-IV-Entwürfen vor. Zum Beispiel die Reaktoren im Kernkraftwerk Fort St. Vrain und der HTR-10 sind ähnlich wie der Entwurf des Gen-IV-VHTR sowie die Brutreaktoren EBR-II, im Kernkraftwerk Phénix, BN-600 und BN-800. Die Reaktoren ähneln den vorgeschlagenen natriumgekühlten Schnellreaktoren des Pooltyps der Generation IV, die derzeit entwickelt werden.

Nukleartechniker David Lochbaum argumentiert, dass die Sicherheitsrisiken anfangs möglicherweise größer sind, da die Reaktorbetreiber nur wenig Erfahrung mit dem neuen Design haben.[38] Wie ein Direktor eines US-Forschungslabors sagte, "werden Herstellung, Bau, Betrieb und die Wartung neuer Reaktoren vor einer steilen Lernkurve stehen: Fortgeschrittene Technologien werden ein erhöhtes Risiko für Unfälle und Fehler bergen. Die Technologie sei zwar bewährt, aber die Menschen nicht".[39]

Tabelle der Entwürfe[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Entwurfsübersicht für Reaktoren der Generation IV[40]
System Neutronenspektrum Kühlmittel Temperatur (°C) Kraftstoff-kreislauf Größe

(MW)

Beispielentwickler
VHTR Thermal Helium 900–1000 Open 250–300 JAEA (HTTR), Tsinghua University (HTR-10), X-energy[41]
SFR Fast Sodium 550 Closed 30–150, 300–1500, 1000–2000 TerraPower (TWR), Toshiba (4S), GE Hitachi Nuclear Energy (PRISM), OKBM Afrikantov (BN-1200)
SCWR Thermal or fast Water 510–625 Open or closed 300–700, 1000–1500
GFR Fast Helium 850 Closed 1200 Energy Multiplier Module
LFR Fast Lead 480–800 Closed 20–180, 300–1200, 600–1000
MSR Fast or thermal Fluoride or chloride salts 700–800 Closed 250, 1000 Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR), Transatomic Power, Thorium Tech Solution (FUJI MSR), Terrestrial Energy (IMSR), Southern Company
DFR Fast Lead 1000 Closed 500–1500 Institute for Solid-State Nuclear Physics[42]

References[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

Vorlage:Reflist

Weblinks[Bearbeiten | Quelltext bearbeiten]

[[Kategorie:Reaktortyp]]

  1. ↑ Giorgio Locatelli, Mauro Mancini, Nicola Todeschini: Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects. In: Energy Policy. 61. Jahrgang, 1. Oktober 2013, S. 1503–1520, doi:10.1016/j.enpol.2013.06.101.
  2. ↑ Can Sodium Save Nuclear Power? In: Scientific American.
  3. ↑ Ralph Moir, Edward Teller: Thorium-Fueled Underground Power Plant Based on Molten Salt Technology. In: Nuclear Technology. 151. Jahrgang, Nr. 3, 2005, S. 334–340, doi:10.13182/NT05-A3655 (ans.org [abgerufen am 22. März 2012]).
  4. ↑ a b Generation IV Nuclear Reactors: WNA - World Nuclear Association. In: www.world-nuclear.org.
  5. ↑ GIF Portal - Home - Public. In: www.gen-4.org. Abgerufen am 25. Juli 2016.
  6. ↑ GIF Membership. In: gen-4.org. Abgerufen am 28. Oktober 2014.
  7. ↑ GIF Portal - Australia joins the Generation IV International Forum. 7. September 2016, archiviert vom Original am 7. September 2016;.
  8. ↑ The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels.
  9. ↑ The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels.
  10. ↑ Wayback Machine. 25. Juni 2014, archiviert vom Original am 25. Juni 2014;.
  11. ↑ Wayback Machine. 8. Juli 2014, archiviert vom Original am 8. Juli 2014;.
  12. ↑ First HTR-PM vessel head in place - World Nuclear News. In: www.world-nuclear-news.org.
  13. ↑ South Africa to stop funding Pebble Bed nuclear reactor In: Power Engineering International, 3. Januar 2010. Abgerufen am 4. Juni 2019 
  14. ↑ China Begins Construction Of First Generation IV HTR-PM Unit In: NucNet, 7. Januar 2013. Abgerufen am 4. Juni 2019 
  15. ↑ Areva modular reactor selected for NGNP development In: World Nuclear News, 15. Februar 2012. Abgerufen am 4. Juni 2019 
  16. ↑ a b c d US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee: A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. GIF-002-00. Jahrgang, 2002 (nuclear.energy.gov (Memento des Originals vom 29. November 2007 im Internet Archive)).
  17. ↑ 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
  18. ↑ Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors.
  19. ↑ Europe: Moltex' Stable Salt Reactor. 20. April 2015;.
  20. ↑ Moltex Energy sees UK, Canada SMR licensing as springboard to Asia - Nuclear Energy Insider. In: analysis.nuclearenergyinsider.com.
  21. ↑ Thermal MSR waste burner benchmark. (Seite dauerhaft nicht mehr abrufbar, festgestellt im Dezember 2019.)
  22. ↑ a b Technology Developments & Plant Efficiency for the Russian Nuclear Power Generation Market Wednesday. 24. März 2010, archiviert vom Original am 1. Mai 2015; abgerufen am 4. Dezember 2013.
  23. ↑ a b c The European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII) will support three Generation IV reactor systems: a sodium-cooled fast reactor, or SFR, called Astrid that is proposed by France; a gas-cooled fast reactor, GFR, called Allegro supported by central and eastern Europe; and a lead-cooled fast reactor, LFR, technology pilot called Myrrha that is proposed by Belgium. Archiviert vom Original am 9. Oktober 2013;.
  24. ↑ The V4G4 Centre of Excellence for performing joint research, development and innovation in the field of Generation-4 (G4) nuclear reactors have been established. In: www.alphagalileo.org.
  25. ↑ the European Gas cooled Fast Reactor. Archiviert vom Original am 13. Dezember 2013;.
  26. ↑ The GOFASTR research program. Archiviert vom Original am 10. Juni 2016; abgerufen am 4. Dezember 2013.
  27. ↑ David Baurac: Passively safe reactors rely on nature to keep them cool.
  28. ↑ Historical video about the Integral Fast Reactor (IFR) concept. Nuclear Engineering at Argonne;
  29. ↑ Areva, CEA secure EUR650m funding to develop ASTRID sodium-cooled Generation IV reactor 11/11/2010.
  30. ↑ 02/22/2012 | POWERnews: UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement. In: POWER Magazine. 22. Februar 2012;.
  31. ↑ World Nuclear Association - World Nuclear News. In: www.world-nuclear-news.org.
  32. ↑ US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee: A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. GIF-002-00. Jahrgang, 2002 (nuclear.energy.gov (Memento des Originals vom 29. November 2007 im Internet Archive)).
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