Реактор IV поколения - Generation IV reactor

Мировая ядерная ассоциация прогнозирует, что ядерные энергетические системы поколения IV выйдут в коммерческую эксплуатацию к 2030 году или раньше и обеспечат значительный прогресс в области устойчивости, безопасности, надежности и экономики по сравнению с предыдущими поколениями.

Реакторы поколения IV ( Gen IV ) представляют собой набор конструкций ядерных реакторов, которые в настоящее время исследуются для коммерческого применения Международным форумом поколения IV . Они мотивированы множеством целей, включая повышение безопасности, устойчивости, эффективности и стоимости.

Наиболее развитая конструкция реактора поколения IV, натриевый реактор на быстрых нейтронах , за последние годы получила наибольшую долю финансирования, в результате чего эксплуатировалось несколько демонстрационных установок. Главный аспект проекта Gen IV относится к разработке устойчивого замкнутого топливного цикла для реактора. Расплавленной соль реактор , менее развитая технология, рассматриваются как потенциально имеющие наибольшую присущая безопасность шесть моделей. Конструкции очень высокотемпературных реакторов работают при гораздо более высоких температурах. Это позволяет проводить высокотемпературный электролиз или цикл серо-йод для эффективного производства водорода и синтеза углеродно-нейтрального топлива .

Согласно графику, составленному Всемирной ядерной ассоциацией, реакторы поколения IV могут войти в коммерческую эксплуатацию в период с 2020 по 2030 год.

В настоящее время большинство реакторов, находящихся в эксплуатации во всем мире, считаются реакторными системами второго поколения , поскольку подавляющее большинство систем первого поколения было выведено из эксплуатации некоторое время назад, и по состоянию на 2021 год в эксплуатации находится всего несколько реакторов поколения III. Реакторы поколения V относятся к реакторам, которые являются чисто теоретическими и поэтому еще не считаются осуществимыми в краткосрочной перспективе, что приводит к ограниченному финансированию НИОКР .

История

Международный форум «Поколение IV» (GIF) - это «совместная международная инициатива, созданная для проведения исследований и разработок, необходимых для определения осуществимости и производительности ядерно-энергетических систем следующего поколения». Он был основан в 2001 году. 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 , Соединенное Королевство и Соединенные Штаты . Неактивными членами являются Аргентина и Бразилия . Швейцария присоединилась к форуму в 2002 году, Евратом - в 2003 году, Китай и Россия - в 2006 году, а Австралия присоединилась к форуму 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 ядерных энергетических систем поколения IV, в котором подробно описаны цели НИОКР на следующее десятилетие. Доступна разбивка конструкций реакторов, изучаемых каждым участником форума.

В январе 2018 года сообщалось, что на HTR-PM была завершена «первая установка крышки корпуса высокого давления первого в мире реактора поколения IV» .

Типы реакторов

Первоначально рассматривались реакторы многих типов; однако список был сокращен, чтобы сосредоточиться на наиболее перспективных технологиях и тех, которые, скорее всего, могут соответствовать целям инициативы Gen IV. Три системы номинально являются тепловыми реакторами, а четыре - быстрыми . Также исследуется высокотемпературный реактор (VHTR), который потенциально может обеспечить высокое качество 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 значительный прогресс в области устойчивости, безопасности и надежности, экономики, устойчивости к распространению (в зависимости от перспективы) и физической защиты.

Тепловые реакторы

Тепловой реактор представляет собой ядерный реактор , который использует медленные или тепловые нейтроны . Замедлитель нейтронов используется для замедления нейтронов, испускаемых при делении, чтобы повысить вероятность их захвата топливом.

Очень высокотемпературный реактор (VHTR)

В концепции очень высокотемпературного реактора (VHTR) используется активная зона с графитовым замедлителем и прямоточный урановый топливный цикл 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 реактора с призматическим блоком или с галечным слоем . Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство 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. Заметное увеличение 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 . Кроме того, в 2012 году в рамках АЭС следующего поколения конкуренции, Национальной лаборатории Айдахо одобрил конструкцию , аналогичную Areva призматический блок Antares реактора «s быть развернут в качестве прототипа 2021.

В январе 2016 года X-energy получила от Министерства энергетики США пятилетнее партнерство на сумму 53 миллиона долларов для продвижения элементов разработки своих реакторов. Xe-100 - это PBMR, который будет генерировать 200 МВт и приблизительно 76 МВт . Стандартная четырехкомпонентная установка Xe-100 вырабатывает около 300 МВтэ и умещается всего на 13 акрах. Все компоненты Xe-100 будут транспортироваться по дорогам и будут устанавливаться, а не строиться на строительной площадке, чтобы упростить строительство.

Расплавленный солевой реактор (МСР)

Реактор на расплавленной соли (MSR)

Расплавленный реактор соли представляет собой тип ядерного реактора , где первичная охлаждающая жидкость , или даже само топливо представляет собой смесь расплавленной соли. Было предложено много проектов реакторов этого типа и построено несколько прототипов.

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

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

Ранние и многие современные концепции теплового спектра основаны на ядерном топливе , возможно, тетрафториде урана (UF 4 ) или тетрафториде тория (ThF 4 ), растворенном в расплаве фторидной соли. Жидкость достигнет критичности , перетекая в ядро, 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, чем тепловым реактором, из-за того, что средняя скорость нейтронов, которая может вызвать события деления в его топливе, происходит быстрее, чем тепловые нейтроны .

В концептуальных проектах MSR с быстрым спектром (например, MCSFR) отсутствует графитовый замедлитель. Они достигают критичности, имея достаточный объем соли с достаточным количеством делящегося материала. Будучи быстродействующими, они могут потреблять гораздо больше топлива и оставлять только короткоживущие отходы.

В то время как большинство разрабатываемых конструкций MSR в значительной степени заимствованы из экспериментов 1960 - х годов с расплавленным солевым реактором (MSRE), варианты технологии расплавленной соли включают концептуальный двухжидкостный реактор, который проектируется со свинцом в качестве охлаждающей среды, но с расплавленным солевым топливом, обычно как хлорид металла, например хлорид плутония (III) , для увеличения возможностей замкнутого топливного цикла "ядерных отходов". Другие известные подходы, существенно отличающиеся от MSRE, включают концепцию реактора со стабильной солью (SSR), продвигаемую MOLTEX, которая включает расплавленную соль в сотни обычных твердотопливных стержней , 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, - это быстрый реактор с расплавленным хлоридом , предложенный американской компанией TerraPower , занимающейся ядерной энергией и наукой. Эта концепция реактора смешивает жидкий природный уран и расплавленный хлоридный теплоноситель в активной зоне реактора, достигая очень высоких температур при сохранении атмосферного давления.

Еще одна примечательная особенность MSR - возможность сжигания ядерных отходов теплового спектра . Обычно только быстрые реакторы спектра были рассмотрены жизнеспособными для использования или сокращений из отработанных ядерных арсеналов . Концептуальная жизнеспособность термического сжигателя отходов была впервые продемонстрирована в официальном документе Seaborg Technologies весной 2015 года. Термическое сжигание отходов было достигнуто путем замены части урана в отработавшем ядерном топливе торием . Чистая скорость производства трансуранового элемента (например, плутония и америция ) снижается ниже уровня потребления, таким образом уменьшая масштаб проблемы ядерного хранения , без опасений ядерного распространения и других технических проблем, связанных с быстрым реактором .

Реактор со сверхкритическим водяным охлаждением (SCWR)

Реактор с водяным охлаждением в сверхкритическом состоянии (SCWR)

Реактор сверхкритической воды (SCWR) представляет собой уменьшить умеренности реактор с водой концепция , которая, благодаря средней скорости нейтронов , которые могли бы вызвать событие деления внутри топлива было быстрее , чем тепловые нейтроны , оно более точно называет в реактор эпитермального , чем тепловой реактор. 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 обычно предполагалось, он будет работать в прямом цикле, во многом как реактор с кипящей водой ( BWR ), но поскольку он использует сверхкритическую воду (не путать с критической массой ) в качестве рабочего тела, он будет иметь только одну водную фазу. присутствует, что делает метод сверхкритического теплообмена более похожим на реактор с водой под давлением ( PWR ). Он может работать при гораздо более высоких температурах, чем существующие PWR и BWR.

Сверхкритические реакторы с водяным охлаждением (SCWR) являются многообещающими передовыми ядерными системами из-за их высокого теплового КПД (т.е. около 45% против около 33% КПД для текущих LWR) и значительного упрощения установки.

Основная миссия SCWR - производство недорогой электроэнергии . Она построена на два проверенных технологий, ЛВР, которые являются наиболее широко развернутыми энергогенерирующими реакторами в мире, и перегретое ископаемое топливо произвело котлы , большое количество , которые также используются во всем мире. Концепция SCWR исследуется 32 организациями в 13 странах.

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

Разрабатываемый проект SCWR - это 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

Быстрый реактор непосредственно использует быстрые нейтроны , испускаемые при делении, без умеренности. В отличии от реакторов на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтроны могут быть настроены на « сжигать », или деления, все актиниды , и достаточно времени, поэтому значительно уменьшить долю актинидов в отработанном ядерном топливе , полученном с помощью настоящего мирового флота тепловых нейтронов легководных реакторов , таким образом замыкая ядерный топливный цикл . С другой стороны , если настроены по- разному, они также могут размножаться больше актинидов топлива , чем они потребляют.

Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR)

Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GFR)

Система реактора на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GFR) имеет спектр быстрых нейтронов и замкнутый топливный цикл для эффективного преобразования фертильного урана и управления актинидами. Реактор охлаждается гелием, а температура на выходе составляет 850 ° C. Он представляет собой эволюцию высокотемпературного реактора (VHTR) к более устойчивому топливному циклу. В нем будет использоваться газовая турбина с прямым циклом Брайтона для обеспечения высокого теплового КПД. Некоторые формы топлива рассматриваются на предмет их способности работать при очень высоких температурах и обеспечивать отличное удерживание продуктов деления : композитное керамическое топливо, усовершенствованные топливные частицы или элементы с керамической оболочкой из актинидных соединений. Рассматриваются конфигурации активной зоны на основе стержневых или пластинчатых ТВС или призматических блоков.

Европейская инициатива по устойчивому развитию ядерной промышленности финансирует три реакторные системы поколения IV, одна из которых представляет собой быстрый газоохлаждаемый реактор под названием Allegro , мощностью 100 МВт (т), который будет построен в одной из стран Центральной или Восточной Европы, и ожидается, что строительство начнется. в 2018 году. Центральноевропейская Вышеградская группа привержена развитию этой технологии. В 2013 году институты Германии, Великобритании и Франции завершили трехлетнее совместное исследование в области промышленного проектирования, известного как GoFastR . Они финансировались 7-й рамочной программой ЕС FWP с целью создания устойчивого VHTR.

Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR)

Конструкция бассейна Быстрый реактор с натриевым охлаждением (SFR)

Два крупнейших промышленных быстрых реактора с натриевым теплоносителем находятся в России - БН-600 и БН-800 (800 МВт). Самым крупным из когда-либо эксплуатировавшихся был реактор Superphenix с выходной мощностью более 1200 МВт, успешно проработавший несколько лет во Франции, прежде чем был выведен из эксплуатации в 1996 году. В Индии испытательный реактор на быстрых нейтронах (FBTR) достиг критической отметки в октябре 1985 года. В сентябре В 2002 году эффективность сжигания топлива в FBTR впервые достигла отметки 100 000 мегаватт-дней на метрическую тонну урана (MWd / MTU). Это считается важной вехой в индийской технологии реакторов-размножителей. Используя опыт, полученный при эксплуатации FBTR, прототипа реактора-размножителя на быстрых нейтронах, строится быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 500 МВт по цене 5 677 крор индийских рупий (~ 900 миллионов долларов США). После многочисленных задержек правительство сообщило в марте 2020 года, что реактор может быть введен в эксплуатацию только в декабре 2021 года. За PFBR последуют еще шесть коммерческих реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (CFBR) мощностью 600 МВт каждый.

Gen IV СФР представляет собой проект , который основывается на два существующих проектах для натрия охлаждаемых FBRs, оксид топлива реактора на быстрые нейтроны нейтронов и металл топливо интегрального быстрый реактора .

Целью является повышение эффективности использования урана за счет воспроизводства плутония и устранение необходимости когда-либо покидать территорию объекта трансурановыми изотопами. В конструкции реактора используется немодерируемая активная зона, работающая на быстрых нейтронах , которая позволяет потреблять любой трансурановый изотоп (а в некоторых случаях использовать его в качестве топлива). Помимо преимуществ удаления трансурановых элементов с длительным периодом полураспада из цикла отходов, топливо SFR расширяется при перегреве реактора, и цепная реакция автоматически замедляется. Таким образом, это пассивно безопасно.

Одна концепция реактора SFR охлаждается жидким натрием и работает на металлическом сплаве урана и плутония или отработавшем ядерном топливе , «ядерных отходах» легководных реакторов . Топливо SFR содержится в стальной оболочке с жидким натрием, заполняющим пространство между элементами оболочки, составляющими тепловыделяющую сборку. Одной из проблем конструкции SFR является риск работы с натрием, который вступает в взрывную реакцию при контакте с водой. Однако использование жидкого металла вместо воды в качестве хладагента позволяет системе работать при атмосферном давлении, снижая риск утечки.

Устойчивый топливный цикл, предложенный в 1990-х годах. Интегральная концепция быстрого реактора (цвет), также доступна анимация технологии пиропроцессинга .
Концепция IFR (черно-белое с более четким текстом)

Европейская инициатива по устойчивой ядерной промышленности профинансировала три реакторные системы поколения IV, одна из которых представляла собой быстрый реактор с натриевым теплоносителем под названием ASTRID , усовершенствованный натриевый технический реактор для промышленных демонстраций. Проект ASTRID был закрыт в августе 2019 года.

Многочисленные предшественники SFR поколения IV существуют по всему миру, при этом испытательная установка Fast Flux мощностью 400 МВт ( эл.) Успешно работает в течение десяти лет на площадке Хэнфорд в штате Вашингтон.

EBR II мощностью 20 МВт успешно проработал более тридцати лет в Национальной лаборатории Айдахо, пока не был закрыт в 1994 году.

Реактор PRISM компании GE Hitachi - это модернизированная и коммерческая реализация технологии, разработанной для интегрального быстрого реактора (IFR), разработанной Аргоннской национальной лабораторией в период с 1984 по 1994 год. Основная цель PRISM - сжигание отработавшего ядерного топлива из других реакторов, а не разведение нового топлива. Представленная в качестве альтернативы захоронению отработавшего топлива / отходов, конструкция сокращает период полураспада делящихся элементов, присутствующих в отработавшем ядерном топливе, при этом вырабатывается электроэнергия в основном как побочный продукт.

Свинцовый реактор на быстрых нейтронах (LFR)

Свинцовый реактор на быстрых нейтронах

СВБР имеет быстрые нейтроны-спектр свинец или свинец / висмут эвтектика ( LBE ) жидкометаллическое охлаждение реактор с замкнутым топливным циклом . Варианты включают в себя ряд номинальных характеристик электростанции, в том числе «батарею» от 50 до 150 МВт электроэнергии с очень длительным интервалом перезарядки, модульную систему мощностью от 300 до 400 МВт и вариант большой монолитной электростанции на 1200 МВт (термин батарея относится к долговечному, изготовленному на заводе сердечнику, а не к каким-либо средствам для электрохимического преобразования энергии). Топливо на основе металла или нитрида, содержащее фертильный уран и трансурановые соединения . Реактор охлаждается за счет естественной конвекции с температурой теплоносителя на выходе из реактора 550 ° C, возможно, до 800 ° C при использовании современных материалов. Более высокая температура позволяет производить водород с помощью термохимических процессов .

Европейская инициатива по устойчивому развитию ядерной промышленности финансирует три реакторные системы поколения IV, одна из которых представляет собой быстрый реактор со свинцовым охлаждением, который также является подкритическим реактором с приводом от ускорителя , называемый MYRRHA , мощностью 100 МВт (т), который будет построен в Бельгия, строительство которой ожидается после 2014 года, а промышленная версия, известная как Alfred , должна быть построена где-то после 2017 года. Модель Myrrha с пониженным энергопотреблением под названием Guinevere была запущена в Моле в марте 2009 года. В 2012 году исследовательская группа сообщила что Гвиневра действовала.

Два других реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем в стадии разработки: СВБР-100, модульный свинцово-висмутовый реактор на быстрых нейтронах мощностью 100 МВт, разработанный ОКБ Гидропресс в России, и БРЕСТ-ОД-300 (реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем) мощностью 300 МВт. Будучи разработанным после СВБР-100, он избавится от плодородного бланкета вокруг активной зоны и заменит конструкцию реактора БН-600 с натриевым охлаждением , чтобы якобы обеспечить повышенную устойчивость к распространению. Подготовительные строительные работы начались в мае 2020 года.

Преимущества и недостатки

Заявленные преимущества реакторов 4-го поколения по сравнению с современной технологией атомных электростанций включают:

  • Ядерные отходы, которые остаются радиоактивными в течение нескольких столетий, а не тысячелетий
  • В 100–300 раз больше выработки энергии из того же количества ядерного топлива
  • Более широкий спектр видов топлива и даже некапсулированное сырое топливо (не галечный MSR , LFTR ).
  • В некоторых реакторах возможность потреблять существующие ядерные отходы при производстве электроэнергии, то есть замкнутый ядерный топливный цикл . Это усиливает аргумент в пользу рассмотрения ядерной энергетики как возобновляемой энергии .
  • Улучшенные функции безопасности при эксплуатации, такие как (в зависимости от конструкции) предотвращение работы под давлением, автоматическое пассивное (отключенное, неуправляемое) отключение реактора, предотвращение водяного охлаждения и связанных с этим рисков потери воды (утечки или кипения) и образования / взрыва водорода и загрязнение охлаждающей воды.

Ядерные реакторы не выделяют CO 2 во время работы, хотя, как и все низкоуглеродные источники энергии , этап добычи и строительства может привести к выбросам CO 2 , если источники энергии не являются углеродно-нейтральными (например, ископаемое топливо) или цементы, выделяющие CO 2. используются в процессе строительства. Обзор Йельского университета 2012 года, опубликованный в Journal of Industrial Ecology, анализирующий CO
2
Оценка жизненного цикла (ОЖЦ) выбросов ядерной энергетики определила, что:

Коллективная LCA литература указывает на то, что жизненный цикл ПГ [парниковых газов] выбросов от ядерной энергетики являются лишь часть традиционных ископаемых источников и сравнимо с возобновляемых технологий.

Хотя в статье в основном рассматривались данные по реакторам поколения II , а не анализировались выбросы углекислого газа.
2
Если выбросить к 2050 году реакторы поколения III, которые в то время строились, он суммировал результаты оценки жизненного цикла разрабатываемых реакторных технологий.

FBR [« быстрые реакторы-размножители »] были оценены в литературе LCA. В ограниченной литературе, в которой оценивается эта потенциальная технология будущего, сообщается о медианных выбросах парниковых газов за жизненный цикл ... аналогичных или меньших, чем у LWR [ легководные реакторы поколения II ], и предполагается, что они потребляют мало или совсем не потребляют урановую руду .

Особый риск быстрого реактора с натриевым теплоносителем связан с использованием металлического натрия в качестве теплоносителя. В случае нарушения натрий взрывоопасно реагирует с водой. Устранение повреждений также может оказаться опасным, поскольку для предотвращения окисления натрия также используется самый дешевый благородный газ аргон . Аргон, как и гелий, может вытеснять кислород в воздухе и вызывать гипоксию , поэтому рабочие могут подвергаться этому дополнительному риску. Это актуальная проблема, о чем свидетельствуют события на прототипе петлевого реактора на быстрых нейтронах Monju в Цуруге, Япония. Использование свинца или расплавленных солей смягчает эту проблему, делая охлаждающую жидкость менее реактивной и обеспечивая высокую температуру замерзания и низкое давление в случае утечки. Недостатки свинца по сравнению с натрием - это гораздо более высокая вязкость, гораздо более высокая плотность, более низкая теплоемкость и больше продуктов активации радиоактивными нейтронами.

Во многих случаях уже накоплен большой опыт, основанный на многочисленных подтверждениях концептуальных проектов Gen IV. Например, реакторы на генерирующей станции Форт-Сент-Врейн и HTR-10 аналогичны предлагаемым проектам VHTR поколения IV , а реакторы бассейнового типа EBR-II , Phénix , BN-600 и BN-800 аналогичны предлагаемому бассейну. проектируются реакторы на быстрых нейтронах поколения IV с натриевым охлаждением.

Инженер- ядерщик Дэвид Лохбаум предупреждает, что риски для безопасности могут быть выше на начальном этапе, поскольку операторы реакторов имеют небольшой опыт работы с новой конструкцией, «проблема с новыми реакторами и авариями двоякая: возникают сценарии, которые невозможно спланировать при моделировании; и люди делают ошибки». Как сказал один из директоров исследовательской лаборатории США, «изготовление, строительство, эксплуатация и техническое обслуживание новых реакторов столкнутся с крутой кривой обучения: передовые технологии будут иметь повышенный риск аварий и ошибок. Технология может быть проверена, но люди не".

Таблица дизайнов

Краткое изложение проектов реакторов поколения IV
Система Нейтронный спектр Охлаждающая жидкость Температура (° C) Топливный цикл Размер (МВт) Примеры разработчиков
VHTR Тепловой Гелий 900–1000 Открытым 250–300 JAEA ( HTTR ), Университет Цинхуа ( HTR-10 ), Университет Цинхуа и Китайская корпорация ядерной инженерии ( HTR-PM ), X-energy
SFR Быстро Натрий 550 Закрыто 30–150, 300–1500, 1000–2000 TerraPower ( TWR ), Toshiba ( 4S ), GE Hitachi Nuclear Energy ( PRISM ), ОКБМ Африкантов ( БН-1200 ), Китайская национальная ядерная корпорация (CNNC) ( CFR-600 )
SCWR Тепловой или быстрый Воды 510–625 Открытый или закрытый 300–700, 1000–1500
СКФ Быстро Гелий 850 Закрыто 1200 Модуль умножения энергии
LFR Быстро Вести 480–800 Закрыто 20–180, 300–1200, 600–1000 Росатом ( БРЕСТ-ОД-300 )
MSR Быстро или термически Фторидные или хлоридные соли 700–800 Закрыто 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 Быстро Вести 1000 Закрыто 500–1500 Институт ядерной физики твердого тела

Смотрите также

использованная литература

внешние ссылки