رآکتور نسل ۴

رآکتورهای نسل چهارم (به انگلیسی: Generation IV reactors یا Gen IV)، مجموعه‌ای از فناوری‌های طراحی رآکتور هسته‌ای هستند که به عنوان جانشینان رآکتورهای نسل سوم در نظر گرفته شده‌اند. مجمع بین‌المللی نسل چهارم (GIF) – سازمان بین‌المللی که توسعه رآکتورهای نسل چهارم را هماهنگ می‌کند – به‌طور مشخص شش فناوری رآکتور را به عنوان نامزد برای رآکتورهای نسل چهارم انتخاب کرده است.[۱][۲] هدف این طرح‌ها بهبود ایمنی، پایداری، بازده و هزینه است. انجمن جهانی هسته‌ای در سال ۲۰۱۵ پیشنهاد کرد که برخی از این رآکتورها ممکن است پیش از سال ۲۰۳۰ وارد مرحله بهره‌برداری تجاری شوند.[۳]

تعریف دقیقی برای رآکتور نسل چهارم وجود ندارد. این اصطلاح به فناوری‌های رآکتور هسته‌ای در حال توسعه (تقریباً از سال ۲۰۰۰) اشاره دارد که طراحی آن‌ها، دست‌کم در آن زمان، قرار بود نمایانگر «شکل آینده انرژی هسته‌ای» باشد.[۴] شش طرح انتخاب شده عبارتند از: رآکتور سریع خنک‌شونده با گاز (GFR)، رآکتور سریع خنک‌شونده با سرب (LFR)، رآکتور نمک مذاب (MSR)، رآکتور سریع خنک‌شونده با سدیم (SFR)، رآکتور آب فوق بحرانی (SCWR) و رآکتور دمای خیلی بالا (VHTR).[۱][۲]

رآکتور سریع سدیمی بیشترین سهم از بودجه‌ای که از تأسیسات نمایشی پشتیبانی می‌کند را دریافت کرده است. رالف مویر و ادوارد تلر، رآکتور نمک مذاب را که فناوری کمتر توسعه‌یافته‌ای است، به عنوان مدلی در نظر می‌گیرند که به‌طور بالقوه دارای بیشترین ایمنی ذاتی در میان شش مدل است.[۵][۶] طرح‌های رآکتور دمای خیلی بالا در دماهایی بسیار بالاتر از نسل‌های پیشین عمل می‌کنند. این ویژگی امکان الکترولیز دمای بالا یا چرخه گوگرد-ید را برای تولید کارآمد هیدروژن و سنتز سوخت‌های کربن-خنثی فراهم می‌سازد.[۲]

اکثریت رآکتورهای در حال کار در سراسر جهان، سیستم‌های نسل دوم و نسل سوم محسوب می‌شوند، زیرا اکثر سیستم‌های نسل اول بازنشسته شده‌اند. چین نخستین کشوری بود که یک رآکتور نسل چهارم نمایشی، یعنی HTR-PM را در نیروگاه هسته‌ای خلیج شیدائو در شاندونگ راه‌اندازی کرد.[۷][۸] این رآکتور از نوع بستر سنگ‌ریزه و یک رآکتور خنک‌شونده با گاز دمای بالا است. این رآکتور در دسامبر ۲۰۲۳ به شبکه متصل شد و به نخستین رآکتور نسل چهارم جهان تبدیل شد که وارد عملیات تجاری شده است.[۹][۱۰][۱۱] در سال ۲۰۲۴ گزارش شد که چین همچنین قرار است نخستین نیروگاه هسته‌ای نمک مذاب توریوم جهان را بسازد که طبق برنامه تا سال ۲۰۲۹ عملیاتی خواهد شد.[۱۲]

مجمع بین‌المللی نسل چهارم

مجمع بین‌المللی نسل چهارم (GIF) یک سازمان بین‌المللی است که هدف اعلام شده آن «توسعه مفاهیمی برای یک یا چند سیستم نسل چهارم است که بتوانند به روشی که عرضه انرژی با قیمت رقابتی و قابل اعتماد را فراهم کند… ضمن اینکه به نگرانی‌های ایمنی هسته‌ای، زباله، اشاعه و تصور عمومی به‌طور رضایت‌بخشی رسیدگی کند، مجوز بگیرند، ساخته شوند و بهره‌برداری شوند» می‌باشد.[۱۳] این مجمع توسعه فناوری‌های نسل چهارم را هماهنگ می‌کند.[۲] این نهاد نقش مؤثری در هماهنگی تحقیقات در شش نوع رآکتور نسل چهارم و تعریف دامنه و معنای خود این اصطلاح داشته است.

تا سال ۲۰۲۱، اعضای فعال عبارتند از: استرالیا، کانادا، چین، جامعه انرژی اتمی اروپا (اوراتوم)، فرانسه، ژاپن، روسیه، آفریقای جنوبی، کره جنوبی، سوئیس، بریتانیا و ایالات متحده. اعضای غیرفعال شامل آرژانتین و برزیل هستند.[۱۴]

این مجمع در ژانویه ۲۰۰۰ توسط دفتر انرژی هسته‌ای وزارت انرژی ایالات متحده (DOE)[۱۵] «به عنوان یک تلاش بین‌المللی مشترک با هدف توسعه تحقیقات لازم برای آزمایش امکان‌سنجی و عملکرد سیستم‌های هسته‌ای نسل چهارم و در دسترس قرار دادن آن‌ها برای استقرار صنعتی تا سال ۲۰۳۰» آغاز شد.[۱]

در نوامبر ۲۰۱۳، یک مرور کلی از طراحی‌های رآکتور و فعالیت‌های هر یک از اعضای مجمع در دسترس قرار گرفت.[۱۶][۱۷][۱۸] به‌روزرسانی نقشه راه فناوری که جزئیات اهداف تحقیق و توسعه برای دهه آینده را شرح می‌داد، در ژانویه ۲۰۱۴ منتشر شد.[۱۹]

در مه ۲۰۱۹، شرکت ترستریال انرژی، توسعه‌دهنده کانادایی رآکتور نمک مذاب، به نخستین شرکت خصوصی تبدیل شد که به GIF پیوست.[۴]

در نشست اکتبر ۲۰۲۱ مجمع، اعضا توافق کردند که یک کارگروه برای کاربردهای غیرالکتریکی گرمای هسته‌ای، از جمله کاربردهای گرمایش منطقه‌ای و صنعتی، نمک‌زدایی و تولید هیدروژن در مقیاس بزرگ ایجاد کنند.[۲۰]

جدول‌های زمانی

مجمع GIF جدول‌های زمانی توسعه را برای هر یک از شش سیستم معرفی کرده است. تحقیق و توسعه به سه مرحله تقسیم می‌شود:

  • امکان‌سنجی: آزمایش مفاهیم اولیه تحت شرایط مربوطه؛ شناسایی و حل همه «موانع فنی بالقوه»؛
  • عملکرد: تأیید و بهینه‌سازی «فرایندها در مقیاس مهندسی، پدیده‌ها و قابلیت‌های مواد» تحت شرایط نمونه اولیه؛
  • نمایش: تکمیل و اخذ مجوز طراحی تفصیلی و انجام ساخت و بهره‌برداری از سیستم‌های نمونه اولیه یا نمایشی.[۱۹]

در سال ۲۰۰۰، GIF اعلام کرد: «پس از تکمیل مرحله عملکرد برای هر سیستم، حداقل شش سال و چندین میلیارد دلار آمریکا برای طراحی تفصیلی و ساخت یک سیستم نمایشی مورد نیاز خواهد بود.»[۲۱] در به‌روزرسانی نقشه راه سال ۲۰۱۳، مراحل عملکرد و نمایش به‌طور قابل توجهی به تاریخ‌های بعدی منتقل شدند، در حالی که هیچ هدفی برای مراحل تجاری‌سازی تعیین نشده است.[۱۹] طبق گفته GIF در سال ۲۰۱۳، «حداقل دو یا سه دهه طول خواهد کشید تا سیستم‌های تجاری نسل چهارم مستقر شوند.»[۱۳]

انواع رآکتور

ابتدا انواع بسیاری از رآکتورها در نظر گرفته شدند؛ سپس فهرست برای تمرکز بر امیدوارکننده‌ترین فناوری‌ها پالایش شد.[۳] سه سیستم اسماً رآکتور حرارتی و سه سیستم رآکتور سریع هستند. رآکتور دمای خیلی بالا (VHTR) به‌طور بالقوه می‌تواند گرمای فرآیندی با کیفیت بالا فراهم کند. رآکتورهای سریع امکان سوزاندن اکتینیدها را برای کاهش بیشتر زباله فراهم می‌کنند و می‌توانند سوخت بیشتری نسبت به آنچه مصرف می‌کنند، تولید کنند (رآکتور زاینده). این سیستم‌ها پیشرفت‌های قابل توجهی در پایداری، ایمنی و قابلیت اطمینان، اقتصاد، مقاومت در برابر اشاعه و حفاظت فیزیکی ارائه می‌دهند.

رآکتورهای حرارتی

یک رآکتور حرارتی یک رآکتور هسته‌ای است که از نوترون‌های کند یا حرارتی استفاده می‌کند. از یک کندکننده نوترون برای کند کردن نوترونهای ساطع شده از شکافت استفاده می‌شود تا احتمال جذب آن‌ها توسط سوخت بیشتر شود.

رآکتور دمای خیلی بالا (VHTR)

رآکتور دمای خیلی بالا

رآکتور دمای خیلی بالا (VHTR) از یک هسته با کندکننده گرافیتی با چرخه سوخت اورانیوم یک‌بار گذر استفاده می‌کند که از هلیوم یا نمک مذاب بهره می‌برد. این طراحی رآکتور دمای خروجی ۱۰۰۰ درجه سانتی‌گراد را پیش‌بینی می‌کند. هسته رآکتور می‌تواند طراحی بلوک منشوری یا رآکتور بستر سنگ‌ریزه داشته باشد. دماهای بالا امکان کاربردهایی مانند گرمای فرآیندی یا تولید هیدروژن از طریق فرایند ترموشیمیایی چرخه گوگرد-ید را فراهم می‌کند.

در سال ۲۰۱۲، به عنوان بخشی از رقابت نیروگاه هسته‌ای نسل بعدی، آزمایشگاه ملی آیداهو طرحی مشابه رآکتور بلوک منشوری آنتارس (Antares) شرکت آروا را تأیید کرد تا به عنوان نمونه اولیه تا سال ۲۰۲۱ مستقر شود.[۲۲]

در ژانویه ۲۰۱۶، اکس-انرژی (X-energy) یک کمک هزینه پنج ساله تا سقف ۴۰ میلیون دلار از وزارت انرژی ایالات متحده آمریکا دریافت کرد تا توسعه رآکتور خود را پیش ببرد.[۲۳][۲۴][۲۵] مدل Xe-100 یک PBMR است که ۸۰ مگاوات الکتریکی (MWe)، یا ۳۲۰ مگاوات الکتریکی در یک بسته چهارتایی تولید می‌کند.[۲۶] از سال ۲۰۲۱، دولت چین در حال بهره‌برداری از یک رآکتور بستر سنگ‌ریزه دمای بالا نمایشی ۲۰۰ مگاواتی به عنوان جانشین HTR-10 خود است.[۷][۸]

رآکتور نمک مذاب (MSR)

رآکتور نمک مذاب (MSR)

رآکتور نمک مذاب (MSR) نوعی رآکتور است که در آن خنک‌کننده اولیه یا خود سوخت، مخلوطی از نمک مذاب است. این رآکتور در دماهای بالا و فشار پایین کار می‌کند.[۲۷]

نمک مذاب می‌تواند برای رآکتورهای حرارتی، اپی‌ترمال و سریع استفاده شود. از سال ۲۰۰۵ تمرکز بر روی MSRهای طیف سریع (MSFR) بوده است.[۲۸]

سایر طرح‌ها شامل رآکتورهای نمک مذاب یکپارچه (مانند IMSR) و رآکتورهای سریع نمک کلرید مذاب (MCSFR) هستند.

مفاهیم اولیه طیف حرارتی و بسیاری از مفاهیم فعلی بر پایه اورانیوم تترافلوئورید (UF4) یا توریوم تترافلوئورید (ThF4) حل شده در نمک فلوئورید مذاب استوار هستند. سیال با جریان یافتن به داخل هسته‌ای با کندکننده گرافیت به بحرانیت می‌رسد. سوخت ممکن است در یک ماتریس گرافیتی پراکنده شده باشد. این طرح‌ها به دلیل سرعت متوسط بالاتر نوترون‌هایی که باعث رویدادهای شکافت می‌شوند، دقیق‌تر است که رآکتور اپی‌ترمال نامیده شوند تا رآکتور حرارتی.[۲۹]

MCSFR کندکننده گرافیتی را حذف می‌کند. آن‌ها با استفاده از حجم کافی نمک و مواد شکافت‌پذیر به بحرانیت می‌رسند. آن‌ها می‌توانند مقدار بسیار بیشتری از سوخت را مصرف کنند و تنها زباله‌هایی با عمر کوتاه باقی بگذارند.

بیشتر طراحی‌های MSR از آزمایش رآکتور نمک مذاب (MSRE) در دهه ۱۹۶۰ مشتق شده‌اند. انواع آن شامل مفهوم «رآکتور سیال دوگانه» است که از سرب به عنوان محیط خنک‌کننده به همراه سوخت نمک مذاب، معمولاً یک کلرید فلزی مانند پلوتونیوم(III) کلرید، برای کمک به قابلیت‌های بیشتر چرخه سوخت بسته استفاده می‌کند. رویکردهای قابل توجه دیگر شامل مفهوم رآکتور نمک پایدار (SSR) است که نمک مذاب را در میله‌های سوخت تثبیت‌شده رآکتورهای معمولی محصور می‌کند. این طراحی اخیر توسط شرکت مشاوره Energy Process Development در سال ۲۰۱۵ به عنوان رقابتی‌ترین طرح شناخته شد.[۳۰][۳۱]

طرح دیگری که در حال توسعه است، رآکتور سریع کلرید مذاب شرکت تراپاور (TerraPower) است. این مفهوم اورانیوم طبیعی مایع و خنک‌کننده کلرید مذاب را در هسته رآکتور مخلوط می‌کند و به دماهای بسیار بالا در فشار اتمسفر می‌رسد.[۳۲] در سال ۲۰۲۵، آزمایش رآکتور کلرید مذاب (MCRE)، پروژه مشترک بین آزمایشگاه‌های ملی آیداهو (INL)، شرکت ساوترن و تراپاور، به نقطه عطف بزرگی دست یافت؛ زمانی که یک کوره نمونه اولیه سوختی مبتنی بر اورانیوم دناتوره شده را با نرخ ۱۸ کیلوگرم (۴۰ پوند) در هر محموله تولید کرد. همچنین یک بستر آزمایشی حلقه جریان نمک مذاب را با استفاده از فولاد ضدزنگ حاوی دوغابی از نمک‌های کلرید لیتیوم-کلرید پتاسیم تکمیل کرد. ویژگی‌های دوغاب مانند دما در حین گردش نمک‌ها قابل تنظیم است. پنج حسگر عواملی مانند کشش سطحی، چگالی سیال، خوردگی و نرخ انتقال حرارت را تحلیل می‌کنند.[۳۳]

یکی دیگر از ویژگی‌های قابل توجه MSR امکان وجود یک زباله‌سوز هسته‌ای با طیف حرارتی است. به‌طور معمول تنها رآکتورهای طیف سریع برای استفاده یا کاهش سوخت هسته‌ای مصرف‌شده مناسب در نظر گرفته شده‌اند. زباله‌سوزی حرارتی با جایگزینی بخشی از اورانیوم در سوخت هسته‌ای مصرف‌شده با توریوم به دست آمد. نرخ تولید خالص عناصر فرااورانیوم (مانند پلوتونیوم و امریسیوم) کمتر از نرخ مصرف است، که بدین ترتیب مشکل ذخیره‌سازی هسته‌ای را کاهش می‌دهد، بدون آنکه نگرانی‌های اشاعه هسته‌ای و سایر مسائل فنی مرتبط با رآکتور سریع را داشته باشد.

رآکتور آب فوق بحرانی (SCWR)

رآکتور آب فوق بحرانی (SCWR)

رآکتور آب فوق بحرانی (SCWR)[۲۷] یک مفهوم رآکتور آب با کندکنندگی کاهش‌یافته است. از آنجا که سرعت متوسط نوترون‌های ایجادکننده شکافت در داخل سوخت سریع‌تر از نوترون‌های حرارتی است، دقیق‌تر است که آن را رآکتور اپی‌ترمال بنامیم تا رآکتور حرارتی. این رآکتور از آب فوق بحرانی به عنوان سیال کاری استفاده می‌کند. SCWRها اساساً رآکتورهای آب سبک (LWR) هستند که در فشار و دمای بالاتر با یک چرخه تبادل حرارت مستقیم و یک‌بار گذر کار می‌کنند. همان‌طور که معمولاً تصور می‌شود، این رآکتور مانند یک رآکتور آب جوشان (BWR) در یک چرخه مستقیم کار خواهد کرد. از آنجا که از آب فوق بحرانی (که نباید با جرم بحرانی اشتباه گرفته شود) به عنوان سیال کاری استفاده می‌کند، تنها یک فاز آب خواهد داشت. این ویژگی روش تبادل حرارت را بیشتر شبیه به رآکتور آب فشرده (PWR) می‌کند. این رآکتور می‌تواند در دماهای بسیار بالاتر از PWRها و BWRهای فعلی کار کند.

رآکتورهای خنک‌شونده با آب فوق بحرانی (SCWRs) بازده حرارتی بالا (یعنی حدود ۴۵٪ در مقایسه با حدود ۳۳٪ بازده برای LWRهای فعلی) و ساده‌سازی قابل توجهی را ارائه می‌دهند.

مأموریت SCWR تولید برق کم‌هزینه است. این رآکتور بر پایه دو فناوری اثبات‌شده بنا شده است: LWRها که متداول‌ترین رآکتورهای تولید برق هستند، و دیگ‌های بخار با سوخت فسیلی فوق داغ که آن‌ها نیز کاربرد وسیعی دارند. ۳۲ سازمان در ۱۳ کشور در حال تحقیق روی این مفهوم هستند.

SCWRها خطرات انفجار بخار و انتشار بخار رادیواکتیو مشترک با BWRها و LWRها را دارند، و همچنین به مخازن تحت فشار، لوله‌ها، شیرها و پمپ‌های بسیار گران‌قیمت و مقاوم نیاز دارند. این مشکلات مشترک به دلیل دماهای بالاتر برای SCWRها ذاتاً شدیدتر هستند.

یک طراحی SCWR که در حال توسعه است، VVER-1700/393 (VVER-SCWR یا VVER-SKD) است – یک SCWR روسی با هسته دو ورودی و نرخ زایش ۰٫۹۵.[۳۴]

رآکتورهای سریع

یک رآکتور سریع مستقیماً از نوترون‌های شکافت بدون کندسازی استفاده می‌کند. رآکتورهای سریع می‌توانند به گونه‌ای پیکربندی شوند که تمام اکتینیدها را «بسوزانند» یا دچار شکافت کنند، و با گذشت زمان کافی، کسر اکتینیدها را در سوخت هسته‌ای مصرف‌شده تولید شده توسط ناوگان فعلی جهانیِ رآکتورهای آب سبک با نوترون حرارتی به‌شدت کاهش دهند و بدین ترتیب چرخه سوخت را ببندند. در غیر این صورت، اگر به‌طور متفاوتی پیکربندی شوند، می‌توانند بیشتر از آنچه مصرف می‌کنند، سوخت اکتینید تولید کنند.

رآکتور سریع خنک‌شونده با گاز (GFR)

رآکتور سریع خنک‌شونده با گاز (GFR)

رآکتور سریع خنک‌شونده با گاز (GFR)[۲۷] دارای طیف نوترون سریع و چرخه سوخت بسته است. این رآکتور با هلیوم خنک می‌شود. دمای خروجی آن ۸۵۰ درجه سانتی‌گراد است. این طرح رآکتور دمای خیلی بالا (VHTR) را به سمت یک چرخه سوخت پایدارتر سوق می‌دهد. این رآکتور از یک توربین گازی با چرخه برایتون مستقیم برای بازده حرارتی بالا استفاده می‌کند. چندین شکل سوخت در دست بررسی است: سوخت سرامیکی کامپوزیت، ذرات سوخت پیشرفته، یا ترکیبات اکتینید با روکش سرامیکی. پیکربندی‌های هسته شامل مجموعه‌های سوخت مبتنی بر پین یا صفحه یا بلوک‌های منشوری است.

ابتکار صنعتی هسته‌ای پایدار اروپا بودجه‌ای را برای سه سیستم رآکتور نسل چهارم تأمین کرد:

  • آلگرو (Allegro): یک رآکتور سریع خنک‌شونده با گاز ۱۰۰ مگاوات حرارتی (MWt) است که برای اروپای مرکزی یا شرقی برنامه‌ریزی شده است.[۳۵] گروه ویسگراد در اروپای مرکزی در حال دنبال کردن این فناوری هستند.[۳۶]
  • پروژه GoFastR: در سال ۲۰۱۳، مؤسسات آلمانی، بریتانیایی و فرانسوی یک مطالعه همکاری ۳ ساله را بر روی طراحی در مقیاس صنعتی بعدی به پایان رساندند.[۳۷] بودجه آن‌ها توسط هفتمین برنامه چارچوب اتحادیه اروپا (EU's 7th FWP) با هدف ساخت یک VHTR پایدار تأمین شد.[۳۸]

رآکتور سریع خنک‌شونده با سدیم (SFR)

طرح استخری رآکتور سریع خنک‌شونده با سدیم (SFR)

رآکتورهای سریع خنک‌شونده با سدیم (SCFRs) از دهه ۱۹۸۰ در چندین کشور مورد بهره‌برداری قرار گرفته‌اند.

دو مورد از بزرگ‌ترین رآکتورهای سریع خنک‌شونده با سدیم آزمایشی در روسیه قرار دارند: BN-600 و BN-800 (با ظرفیت ناخالص ۸۸۰ مگاوات الکتریکی). این نیروگاه‌های هسته‌ای (NPPs) برای کسب تجربه عملیاتی و راه‌حل‌های فناورانه استفاده می‌شوند که در ساخت BN-1200 (نخستین رآکتور نسل چهارم OKBM Afrikantov) به کار گرفته خواهد شد.[۳۹] بزرگ‌ترین رآکتوری که تا به حال کار کرده، رآکتور فرانسوی سوپرفنیکس با قدرت بیش از ۱۲۰۰ مگاوات الکتریکی ($MW_e$) بود که تا پیش از از رده خارج شدن در سال ۱۹۹۶ با موفقیت کار می‌کرد. در هند، رآکتور آزمایشی زاینده سریع (FBTR) در اکتبر ۱۹۸۵ به بحرانیت رسید. در سپتامبر ۲۰۰۲، بازده مصرف سوخت در FBTR برای نخستین بار به نشان ۱۰۰٬۰۰۰ مگاوات-روز بر تن متریک اورانیوم (MWd/MTU) رسید. این به عنوان یک نقطه عطف مهم در فناوری رآکتور زاینده هند در نظر گرفته می‌شود. با استفاده از آن تجربه، رآکتور زاینده سریع پروتوتایپ (PFBR)، یک رآکتور سریع خنک‌شونده با سدیم ۵۰۰ مگاواتی، با هزینه‌ای بالغ بر ۵٬۶۷۷ کرور روپیه (تقریباً ۹۰۰ میلیون دلار آمریکا) در حال ساخت است. پس از تأخیرهای متعدد، دولت در مارس ۲۰۲۰ گزارش داد که این رآکتور ممکن است در دسامبر ۲۰۲۱ عملیاتی شود.[۴۰] قرار بود پس از PFBR، شش رآکتور زاینده سریع تجاری (CFBR) دیگر هر کدام با ظرفیت ۶۰۰ مگاوات الکتریکی ساخته شوند.

رآکتور SFR نسل چهارم[۲۷] پروژه‌ای است که بر پایه رآکتور زاینده سریع با سوخت اکسیدی و رآکتور سریع یکپارچه با سوخت فلزی بنا شده است. اهداف آن افزایش بهره‌وری استفاده از اورانیوم از طریق تولید (زایش) پلوتونیوم و حذف ایزوتوپ‌های فرااورانیوم است. طراحی رآکتور از یک هسته بدون کندکننده استفاده می‌کند که با نوترون‌های سریع کار می‌کند و به گونه‌ای طراحی شده که اجازه می‌دهد هر ایزوتوپ فرااورانیومی مصرف شود (و در برخی موارد به عنوان سوخت استفاده شود). سوخت SFR زمانی که رآکتور بیش از حد گرم می‌شود، منبسط شده و به‌طور خودکار واکنش زنجیره‌ای را کند می‌کند که این امر آن را به‌صورت غیرفعال ایمن می‌سازد.[۴۱]

یک مفهوم رآکتور SFR توسط سدیم مایع خنک می‌شود و سوخت آن آلیاژی فلزی از اورانیوم و پلوتونیوم یا سوخت هسته‌ای مصرف‌شده (زباله هسته‌ای رآکتورهای آب سبک) است. سوخت SFR در روکش‌های فولادی محصور شده است. سدیم مایع فضای بین عناصر روکش‌دار را که مجموعه سوخت را تشکیل می‌دهند، پر می‌کند. یکی از چالش‌های طراحی، خطرات کار با سدیم است که در صورت تماس با آب به‌صورت انفجاری واکنش نشان می‌دهد. استفاده از فلز مایع به جای آب به عنوان خنک‌کننده به سیستم اجازه می‌دهد تا در فشار اتمسفر کار کند و خطر نشت را کاهش دهد.

چرخه سوخت پایدار پیشنهاد شده در دهه ۱۹۹۰ در مفهوم رآکتور سریع یکپارچه (رنگی)، انیمیشنی از فناوری پیروپروسسینگ (فرآورش حرارتی) نیز موجود است.[۴۲]
مفهوم IFR (سیاه و سفید با متن واضح‌تر)

ابتکار صنعتی هسته‌ای پایدار اروپا بودجه سه سیستم رآکتور نسل چهارم را تأمین کرد. رآکتور فنی پیشرفته سدیم برای نمایش صنعتی (ASTRID) یک رآکتور سریع خنک‌شونده با سدیم بود،[۴۳] که در اوت ۲۰۱۹ لغو شد.[۴۴]

پیشگامان متعددی برای SFR نسل چهارم وجود دارند. تأسیسات آزمایش شار سریع (Fast Flux Test Facility) با قدرت ۴۰۰ مگاوات حرارتی (MWt) به مدت ده سال در هنفورد کار کرد؛ EBR-II با قدرت ۲۰ مگاوات الکتریکی ($MW_e$) بیش از سی سال در آزمایشگاه ملی آیداهو کار کرد، اما در سال ۱۹۹۴ تعطیل شد.

رآکتور PRISM شرکت جنرال الکتریک هیتاچی یک پیاده‌سازی مدرن و تجاری از رآکتور سریع یکپارچه (IFR) است که توسط آزمایشگاه ملی آرگون بین سال‌های ۱۹۸۴ و ۱۹۹۴ توسعه یافت. هدف اصلی PRISM سوزاندن سوخت هسته‌ای مصرف‌شده از سایر رآکتورهاست، نه تولید (زایش) سوخت جدید. این طراحی نیمه‌عمر عناصر شکافت‌پذیر موجود در سوخت هسته‌ای مصرف‌شده را کاهش می‌دهد و در عین حال برق را عمدتاً به عنوان یک محصول جانبی تولید می‌کند.

رآکتور سریع خنک‌شونده با سرب (LFR)

رآکتور سریع خنک‌شونده با سرب (LFR)

الگو:ببینید رآکتور سریع خنک‌شونده با سرب (LFR)[۲۷] دارای طیف نوترون سریع، خنک‌کننده سرب یا یوتکتیک سرب/بیسموت (LBE) و چرخه سوخت بسته است. پیشنهادها شامل یک سیستم کوچک ۵۰ تا ۱۵۰ مگاوات الکتریکی با بازه سوخت‌گیری طولانی، یک سیستم ماژولار با قدرت ۳۰۰ تا ۴۰۰ مگاوات الکتریکی، و یک نیروگاه بزرگ یکپارچه با قدرت ۱۲۰۰ مگاوات الکتریکی است. سوخت آن بر پایه فلز یا نیترید حاوی اورانیوم بارور و عناصر فرااورانیوم است. رآکتور با همرفت طبیعی خنک می‌شود و دمای خروجی خنک‌کننده بین ۵۵۰ تا ۸۰۰ درجه سانتی‌گراد است. دمای بالاتر امکان تولید هیدروژن را از طریق فرآیندهای ترموشیمیایی فراهم می‌کند.

«ابتکار صنعتی هسته‌ای پایدار اروپا» بودجه یک LFR با قدرت ۱۰۰ مگاوات حرارتی را تأمین می‌کند؛ یک رآکتور زیربحرانی هدایت‌شده با شتاب‌دهنده که MYRRHA نامیده می‌شود. قرار است این رآکتور در بلژیک ساخته شود و انتظار می‌رود ساخت آن تا سال ۲۰۳۶ انجام شود. یک مدل با قدرت کاهش‌یافته به نام «Guinevere» در مارس ۲۰۰۹ در مول راه‌اندازی شد[۳۵] و در سال ۲۰۱۲ عملیاتی گردید.[۴۵]

ساخت BREST-OD-300 در ۸ ژوئن ۲۰۲۱ آغاز شد.[۴۶] انتظار می‌رود که بهره‌برداری از آن در سال ۲۰۲۶ آغاز شود.[۴۷]

ارزیابی

انجمن نسل چهارم (GEN IV Forum) پارادایم ایمنی رآکتور را تغییر داده است؛ از پذیرش اینکه حوادث هسته‌ای ممکن است رخ دهند و باید مهار شوند، به سمت حذف فیزیکی احتمال وقوع حادثه. سیستم‌های ایمنی فعال و غیرفعال حداقل به اندازه سیستم‌های نسل سوم مؤثر خواهند بود و شدیدترین حوادث را از نظر فیزیکی غیرممکن می‌سازند.[۴۸]

نسبت به نسل دوم و سوم، مزایای رآکتورهای نسل چهارم عبارتند از:

  • زباله‌های هسته‌ای که به جای هزاره‌ها، تنها چند قرن رادیواکتیو باقی می‌مانند.[۴۹]
  • بازده انرژی ۱۰۰ تا ۳۰۰ برابر از همان مقدار سوخت هسته‌ای.[۵۰]
  • طیف وسیع‌تری از سوخت‌ها، از جمله سوخت‌های خام کپسول‌نشده (در MSR غیر بستر سنگ‌ریزه، LFTR).
  • پتانسیل سوزاندن زباله‌های هسته‌ای موجود و تولید برق: یک چرخه سوخت هسته‌ای بسته.
  • ایمنی بهبود یافته از طریق ویژگی‌هایی مانند کار در فشار محیط، خاموشی خودکار غیرفعال رآکتور و خنک‌کننده‌های جایگزین.

یک خطر خاص در مورد SFR مربوط به استفاده از سدیم فلزی به عنوان خنک‌کننده است. در صورت نشت، سدیم به‌صورت انفجاری با آب واکنش می‌دهد. برای جلوگیری از اکسیداسیون سدیم از آرگون استفاده می‌شود. آرگون می‌تواند جایگزین اکسیژن در هوا شود و خطرات کم‌اکسیژنی (هیپوکسی) برای کارکنان ایجاد کند. این عامل در رآکتور زاینده سریع پروتوتایپ مونجو (نوع حلقه) در تسوروگا، ژاپن نقش داشت.[۵۱] استفاده از خنک‌کننده‌های سرب یا نمک مذاب این مشکل را کاهش می‌دهد زیرا آن‌ها واکنش‌پذیری کمتری دارند و دارای دمای انجماد بالا و فشار محیط هستند. سرب دارای ویسکوزیته بسیار بالاتر، چگالی بسیار بیشتر، ظرفیت گرمایی کمتر و محصولات فعال‌سازی نوترونی رادیواکتیو بیشتری نسبت به سدیم است.

چندین طرح اثبات مفهوم نسل چهارم ساخته شده‌اند. برای مثال، رآکتورها در نیروگاه تولید برق فورت سنت برین و HTR-10 شبیه به طرح‌های پیشنهادی VHTR نسل چهارم هستند و رآکتورهای EBR-II، فنیکس، BN-600 و BN-800 (نوع استخر) شبیه به طرح‌های پیشنهادی SFR نسل چهارم می‌باشند.

مهندس هسته‌ای، دیوید لاک‌بام هشدار می‌دهد: «مشکل رآکتورهای جدید و حوادث دو جنبه دارد: سناریوهایی پیش می‌آید که برنامه‌ریزی برای آن‌ها در شبیه‌سازی‌ها غیرممکن است؛ و انسان‌ها اشتباه می‌کنند».[۵۲] همان‌طور که یکی از مدیران یک آزمایشگاه تحقیقاتی ایالات متحده بیان کرده است: «ساخت، احداث، بهره‌برداری و نگهداری رآکتورهای جدید با منحنی یادگیری تندی روبرو خواهد شد: فناوری‌های پیشرفته خطر حوادث و اشتباهات را افزایش می‌دهند. فناوری ممکن است اثبات شده باشد، اما انسان‌ها نه».[۵۲]

پروژه‌های طراحی

خلاصه طراحی‌های رآکتورهای نسل چهارم[۵۳]
نوع طیف نوترونی خنک‌کننده دما (°C) چرخه سوخت اندازه (مگاوات) توسعه‌دهندگان نمونه
VHTR حرارتی هلیوم ۹۰۰–۱۰۰۰ باز ۲۵۰–۳۰۰ JAEA (HTTR)، دانشگاه چینهوا (HTR-10)، دانشگاه چینهوا و شرکت مهندسی هسته‌ای چین (HTR-PM),[۵۴] X-energy[۵۵]
SFR سریع سدیم ۵۵۰ بسته ۳۰–۱۵۰، ۳۰۰–۱۵۰۰، ۱۰۰۰–۲۰۰۰ تراپاور (ناتریوم، TWR)، توشیبا (4S)، جنرال الکتریک هیتاچی (PRISM), OKBM Afrikantov (BN-1200)، شرکت ملی هسته‌ای چین (CNNC) (CFR-600)،[۵۶] مرکز تحقیقات اتمی ایندیرا گاندی (رآکتور زاینده سریع پروتوتایپ)
SCWR حرارتی یا سریع آب یا سدیم ۵۱۰–۶۲۵ باز یا بسته ۳۰۰–۷۰۰، ۱۰۰۰–۱۵۰۰ VVER-1700/393 (VVER-SCWR یا VVER-SKD)
GFR سریع هلیوم ۸۵۰ بسته ۱۲۰۰ ماژول تکثیر انرژی (EM2)
LFR سریع سرب ۴۸۰–۸۰۰ بسته ۲۰–۱۸۰، ۳۰۰–۱۲۰۰، ۶۰۰–۱۰۰۰ BREST-OD-300، MYRRHA, SEALER[۵۷]
MSR سریع یا حرارتی نمک‌های فلورید یا کلرید ۷۰۰–۸۰۰ بسته ۲۵۰–۱۰۰۰ Seaborg Technologies، تراپاور، صنایع Elysium, Thorizon، Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR), Copenhagen Atomics, Thorium Tech Solution (FUJI MSR), Terrestrial Energy (IMSR)، Southern Company,[۵۵] ThorCon

مواد مقاوم در برابر تابش

توسعه رآکتورهای شکافت نسل چهارم علاقه قابل توجهی را به مواد نوظهور مقاوم در برابر تابش برانگیخته است. مواد ساختاری و روکش سوخت برای افزایش طول عمر عملیاتی و ایمنی نیروگاه ضروری هستند. از زمان کشف آلیاژ آنتروپی بالا، این مواد به‌عنوان یک ماده ساختاری نیروگاه هسته‌ای نسل بعدی به‌طور کامل بررسی شده‌اند. آلیاژها و سرامیک‌های پیچیده شیمیایی مانند سرامیک‌های کاربیدی با آنتروپی بالا، به دلیل خواص الکترونیکی منحصر به فرد و ناهمگنی در سطح اتمی، مقاومت در برابر تابش را افزایش می‌دهند.[۵۸] بی‌نظمی شیمیایی و اعوجاج شبکه محلی به عنوان مکانیسم‌هایی برای بهبود مقاومت در برابر تابش و همچنین افزایش استحکام تا دماهایی بسیار بالاتر از دماهای عملیاتی نسبتاً بالای رآکتورهای نسل چهارم پیشنهاد شده‌اند. آلیاژها و سرامیک‌های آنتروپی بالا به‌صورت تجربی نشان داده‌اند که دارای تورم ناشی از تابش کم، مقاومت در برابر تشکیل حفره و رشد حباب هلیوم بعدی، و به حداقل رساندن سایر اثرات سخت‌شدگی و شکنندگی ناشی از تابش هستند.[۵۹][۶۰]

اگرچه مواد آنتروپی بالا و به‌طور خاص سرامیک‌های آنتروپی بالا به‌عنوان مواد رآکتور هسته‌ای نسل بعدی بسیار امیدوارکننده هستند، اما هنوز در مراحل ابتدایی خود قرار دارند. پیچیدگی شیمیایی ذاتی این مواد امکانات نامحدودی را از نظر طراحی و اصلاح خواص ارائه می‌دهد، اما مسیرهای طراحی را پیچیده می‌کند. مطالعه محدود مقاومت در برابر تابش و استحکام خزش در مقیاس‌های زمانی مرتبط با کاربردهای رآکتور، افزایش مقیاس مواد آنتروپی بالا را محدود می‌کند. درک اساسی‌تری از خواص مواد در مقیاس نانومتر ضروری است؛ بنابراین، این مواد احتمالاً قبل از افزایش مقیاس در رآکتورهای نسل چهارم یا نسل پنجم، تحت تحقیق و توسعه قابل توجهی قرار خواهند گرفت. تحقیقات جاری در سطح مواد پایه شامل مطالعات جداسازی سطح اتمی در مرز دانه‌ها، نرخ مهاجرت عیوب، مقاومت در برابر تابش در مقیاس‌های زمانی بزرگ‌تر، و توصیف بیشتر شکنندگی و سایر نقاط شکست مواد در مقایسه با فولادهای فریتی-مارتنزیتی استاندارد است که معمولاً در مواد ساختاری رآکتورهای نسل سوم استفاده می‌شوند.[۶۱]

جستارهای وابسته

منابع

  1. 1 2 3 «Welcome to Generation IV International». GIF. دریافت‌شده در Feb 2023. تاریخ وارد شده در |تاریخ بازبینی= را بررسی کنید (کمک)
  2. 1 2 3 4 Locatelli، Giorgio؛ Mancini، Mauro؛ Todeschini، Nicola (۲۰۱۳-۱۰-۰۱). «Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects». Energy Policy. ۶۱: ۱۵۰۳–۱۵۲۰. doi:10.1016/j.enpol.2013.06.101. بیبکد:2013EnPol..61.1503L.
  3. 1 2 «Generation IV Nuclear Reactors». World Nuclear Association. دسامبر ۲۰۲۰.
  4. 1 2 «Generation IV Nuclear Reactors: WNA - World Nuclear Association». world-nuclear.org.
  5. ↑ Moir، Ralph؛ Teller، Edward (۲۰۰۵). «Thorium-Fueled Underground Power Plant Based on Molten Salt Technology». Nuclear Technology. ۱۵۱ (۳): ۳۳۴–۳۴۰. doi:10.13182/NT05-A3655. بیبکد:2005NucTe.151..334M. دریافت‌شده در مارس ۲۲, ۲۰۱۲.
  6. ↑ De Clercq, Geert (October 13, 2014). "Can Sodium Save Nuclear Power?". Scientific American (به انگلیسی).
  7. 1 2 «China's HTR-PM reactor achieves first criticality». World Nuclear News. ۱۲ سپتامبر ۲۰۲۱. خطای یادکرد: برچسب <ref> نامعتبر؛ نام «HTR-PM-1» چندین بار با محتوای متفاوت تعریف شده است. (صفحهٔ راهنما را مطالعه کنید.).
  8. 1 2 «Demonstration HTR-PM connected to grid». World Nuclear News. ۲۰ دسامبر ۲۰۲۱. خطای یادکرد: برچسب <ref> نامعتبر؛ نام «HTR-PM-2» چندین بار با محتوای متفاوت تعریف شده است. (صفحهٔ راهنما را مطالعه کنید.).
  9. ↑ Howe، Colleen (دسامبر ۶, ۲۰۲۳). «China starts up world's first fourth-generation nuclear reactor». Reuters.
  10. ↑ «China's demonstration HTR-PM enters commercial operation». World Nuclear News. دسامبر ۶, ۲۰۲۳.
  11. ↑ «The world's first HTR-PM starts commercial operation». en.cnnc.com.cn. دریافت‌شده در ۲۰۲۳-۱۲-۱۱.
  12. ↑ «China sets launch date for world's first thorium molten salt nuclear power plant». ۲۶ ژوئیه ۲۰۲۴.
  13. 1 2 «FAQ 2: When will Gen IV reactors be built?». GEN IV International. ۱ اکتبر ۲۰۱۳.
  14. ↑ «GIF Membership». gen-4.org. دریافت‌شده در ۲۴ مه ۲۰۲۰.
  15. ↑ «Origins of the GIF». GEN IV International.
  16. ↑ «Generation IV International Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration». Energy.gov.
  17. ↑ «The Generation IV international holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels».
  18. ↑ «Genesis of Generation IV Concept» (PDF). ژانویه ۲۰۱۴. بایگانی‌شده از اصلی (PDF) در ۸ ژوئیه ۲۰۱۴.
  19. 1 2 3 «Technology Roadmap Update for Generation IV Nuclear Energy Systems» (PDF). ژانویه ۲۰۱۴. بایگانی‌شده از اصلی (PDF) در ۲۵ ژوئن ۲۰۱۴.
  20. ↑ «Updates from the Generation IV International GIF)». Nuclear Energy Agency (NEA).
  21. ↑ «A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems» (PDF). U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GIF. دسامبر ۲۰۰۲. صص. ۷۹–۸۲.
  22. ↑ «Areva modular reactor selected for NGNP development». World Nuclear News. ۲۰۱۲-۰۲-۱۵. دریافت‌شده در ۲۰۱۹-۰۶-۰۴.
  23. ↑ Fountain، Henry (۲۰۱۶-۰۱-۱۹). «U.S. Acts to Spur Development of High-Tech Reactors». The New York Times. شاپا 0362-4331. دریافت‌شده در ۲۰۲۱-۱۰-۱۲.
  24. ↑ Fehrenbacher، Katie (۲۰۱۶-۰۲-۱۶). «Meet a Startup Making a New Kind of Safer, Smaller Nuclear Reactor». Fortune. دریافت‌شده در ۲۰۲۱-۱۰-۱۲.
  25. ↑ Conca، James (۲۰۱۷-۰۳-۲۷). «X-Energy Steps Into The Ring With Its Advanced Pebble Bed Modular Nuclear Reactor». Forbes. دریافت‌شده در ۲۰۲۱-۱۰-۱۲.
  26. ↑ «Reactor: Xe-100». X Energy.
  27. 1 2 3 4 5 US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (۲۰۰۲). «A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems» (PDF). GIF-۰۰۲-۰۰. بایگانی‌شده از اصلی (PDF) در ۲۰۰۷-۱۱-۲۹.
  28. ↑ 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
  29. ↑ «Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors». بایگانی‌شده از اصلی در ۲۰۱۴-۱۱-۰۹. دریافت‌شده در ۲۰۰۹-۰۶-۲۴.
  30. ↑ «Europe: Moltex' Stable Salt Reactor». ۲۰ آوریل ۲۰۱۵.
  31. ↑ «Moltex Energy sees UK, Canada SMR licensing as springboard to Asia - Nuclear Energy Insider». analysis.nuclearenergyinsider.com.
  32. ↑ Tennenbaum، Jonathan (فوریه ۴, ۲۰۲۰). «Molten salt and traveling wave nuclear reactors». Asia Times.
  33. ↑ Franco، Michael (۲۰۲۵-۰۴-۰۲). «Molten salt test loop to advance next-gen nuclear reactors». New Atlas (به انگلیسی). دریافت‌شده در ۲۰۲۵-۰۴-۰۴.
  34. ↑ «Technology Developments & Plant Efficiency for the Russian Nuclear Power Generation Market Wednesday». مارس ۲۴, ۲۰۱۰. بایگانی‌شده از اصلی در مه ۱, ۲۰۱۵. دریافت‌شده در دسامبر ۴, ۲۰۱۳.
  35. 1 2 «The European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII) will support three Generation IV reactor systems: a sodium-cooled fast reactor, or SFR, called Astrid proposed by France, but subsequently cancelled; 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». بایگانی‌شده از اصلی در ۲۰۱۳-۱۰-۰۹.
  36. ↑ «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. ۲۷ ژوئیه ۲۰۲۳.
  37. ↑ «the European Gas cooled Fast Reactor». بایگانی‌شده از اصلی در ۲۰۱۳-۱۲-۱۳.
  38. ↑ «The GOFASTR research program». بایگانی‌شده از اصلی در ۲۰۱۶-۰۶-۱۰. دریافت‌شده در ۲۰۱۳-۱۲-۰۴.
  39. ↑ «Advanced Nuclear Power Reactors». world-nuclear.org. World Nuclear Association. دریافت‌شده در ۱۹ سپتامبر ۲۰۲۲.
  40. ↑ Ramachandran، R. (اوت ۲۰, ۲۰۲۰). «India's First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline. Should We Trust It? – The Wire Science».
  41. ↑ David Baurac. «Passively safe reactors rely on nature to keep them cool».
  42. ↑ «Historical video about the Integral Fast Reactor (IFR) concept». Nuclear Engineering at Argonne. ۳ مارس ۲۰۱۴. بایگانی‌شده از اصلی در ۲۰۲۱-۱۲-۲۱.
  43. ↑ «UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement». POWER Magazine. فوریه ۲۲, ۲۰۱۲.
  44. ↑ «Nucléaire: la France abandonne la quatrième génération de réacteurs». Le Monde.fr. ۲۹ اوت ۲۰۱۹.
  45. ↑ Hellemans، Alexander (۱۲ ژانویه ۲۰۱۲). «Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run». Science Insider. دریافت‌شده در ۲۹ دسامبر ۲۰۱۴.
  46. ↑ Proctor، Darrell (۲۰۲۱-۰۶-۰۸). «Nuclear First—Work Starts on Russian Fast Neutron Reactor». POWER Magazine (به انگلیسی). دریافت‌شده در ۲۰۲۵-۰۷-۱۹.
  47. ↑ «Turbine island installation work under way at BREST-OD-300». world-nuclear-news.org (به انگلیسی). ۲۰۲۴-۱۱-۰۴. دریافت‌شده در ۲۰۲۵-۰۷-۱۹.
  48. ↑ What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design? GEN IV International (accessed Nov. 2021).
    «هدف سیستم‌های نسل چهارم حفظ سطح بالای ایمنی حاصل شده توسط رآکتورهای امروزی است، در حالی که از اصل فعلی "مهار حوادث" (یعنی پذیرش احتمال وقوع حوادث، اما مراقبت برای عدم آسیب به جمعیت) به اصل "حذف حوادث" تغییر جهت می‌دهند.»
  49. ↑ «Strategies to Address Global Warming» (PDF).
  50. ↑ «4th Generation Nuclear Power — OSS Foundation». www.ossfoundation.us. بایگانی‌شده از اصلی در ۲۰۲۱-۰۲-۰۱. دریافت‌شده در ۲۰۰۹-۰۷-۲۳.
  51. ↑ Tabuchi، Hiroko (۱۷ ژوئن ۲۰۱۱). «Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake». The New York Times.
  52. 1 2 Sovacool، Benjamin K. (اوت ۲۰۱۰). «A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia». Journal of Contemporary Asia. ۴۰ (۳): ۳۶۹–۴۰۰. doi:10.1080/00472331003798350. شاپا 0047-2336.
  53. ↑ «GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems» (PDF). ۲۱ اوت ۲۰۰۹. دریافت‌شده در اوت ۳۰, ۲۰۱۸.
  54. ↑ «Key components of second HTR-PM reactor connected». World Nuclear News. دریافت‌شده در ۱۵ ژوئیه ۲۰۲۱.
  55. 1 2 «Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors…». US Department of Energy. دریافت‌شده در ۱۶ ژانویه ۲۰۱۶.
  56. ↑ «China begins building pilot fast reactor». World Nuclear News. دریافت‌شده در ۱۵ ژوئیه ۲۰۲۱.
  57. ↑ The SEALER بایگانی‌شده در ۲۰۲۲-۱۲-۲۹ توسط Wayback Machine (LeadCold)
  58. ↑ Zhang، Jintao؛ و دیگران (۲۰۲۵). «A study on He ion irradiation damage in (Ti0.25Zr0.25Nb0.25Ta0.25)C high-entropy carbide ceramics from room temperature to 700 ◦C». Journal of the European Ceramic Society. ۴۵ (۱). doi:10.1016/j.jeurceramsoc.2024.116855.
  59. ↑ El-Atwani، O.؛ و دیگران (۲۰۱۹). «Outstanding radiation resistance of tungsten-based high-entropy alloys». Science Advances. ۵ (۳). arXiv:1811.01915. doi:10.1126/sciadv.aav2002. PMC 6397024. PMID 30838329. بیبکد:2019SciA....5.2002E.
  60. ↑ Wang، Fei؛ و دیگران (۲۰۲۰). «Irradiation damage in (Zr0.25Ta0.25Nb0.25Ti0.25)C high-entropy carbide ceramics». Acta Materialia. ۱۹۵: ۷۳۹–۷۴۹. doi:10.1016/j.actamat.2020.06.011.
  61. ↑ Moghaddam، Ahmad؛ و دیگران (۲۰۲۱). «Does the pathway for development of next generation nuclear materials straightly go through high-entropy materials?». International Journal of Refractory Metals and Hard Materials. ۹۷. doi:10.1016/j.ijrmhm.2021.105504. دریافت‌شده در ۲۴ فوریه ۲۰۲۵.

کتاب‌شناسی

پیوند به بیرون

This article is issued from ویکی‌پدیا. The text is available under Creative Commons Attribution-Share Alike 4.0 unless otherwise noted. Additional terms may apply for the media files.