Reactoarele de generație a IV -a sunt un set de modele de reactoare nucleare care sunt în prezent investigate pentru aplicare comercială de către Forumul Internațional de generație a IV-a [1] . Scopul proiectelor este de a îmbunătăți siguranța, sustenabilitatea, eficiența și reducerea costurilor.
Cel mai avansat proiect de reactor de generație IV, reactorul rapid cu sodiu , a primit cea mai mare pondere de finanțare în ultimii ani, ducând la construirea unui număr de uzine demonstrative. Scopul principal al proiectului este dezvoltarea unui ciclu durabil de combustibil închis . Reactorul cu sare topită , o tehnologie mai puțin avansată, este considerat a avea cea mai mare siguranță pasivă dintre cele șase modele [2] [3] . Reactoarele cu gaz de înaltă temperatură funcționează la temperaturi mult mai ridicate. Acest lucru permite electroliza la temperatură înaltă sau un ciclu sulf-iod pentru a produce eficient hidrogen ca combustibil neutru din carbon [1] .
Conform calendarului întocmit de Asociația Nucleară Mondială, reactoarele de Generația IV pot intra în exploatare comercială între 2020 și 2030 [4] . Cu toate acestea, începând cu 2021, niciunul dintre proiectele de generație a IV-a nu a progresat semnificativ dincolo de etapa de proiectare, iar unele au fost abandonate.
În prezent, majoritatea reactoarelor aflate în funcțiune la nivel mondial sunt reactoare de generația a II- a, deoarece marea majoritate a sistemelor de prima generație au fost scoase din funcțiune, iar numărul de reactoare de generația a III -a din 2021 este neglijabil. Reactoarele de generația V sunt până acum doar concepte teoretice, imposibil de fezabil pe termen scurt, ceea ce duce la finanțare limitată pentru cercetare și dezvoltare.
Fondat în 2001, Forumul Internațional Generația a IV-a (GIF) este „o inițiativă internațională de colaborare stabilită pentru a conduce cercetarea și dezvoltarea necesare pentru a determina fezabilitatea și performanța sistemelor de energie nucleară de următoarea generație” [5] . Membrii activi actuali ai Forumului Internațional Generația a IV-a (GIF) includ Australia , Canada , China , Comunitatea Europeană a Energiei Atomice (Euratom), Franța , Japonia , Rusia , Africa de Sud , Coreea de Sud , Elveția , Regatul Unit și Statele Unite . Membrii inactivi sunt Argentina și Brazilia [6] . Elveția s-a alăturat forumului în 2002, Euratom în 2003, China și Rusia în 2006 și Australia [7] în 2016. Restul țărilor au fost membri fondatori.
Cea de-a 36-a întâlnire GIF de la Bruxelles a avut loc în noiembrie 2013 [8] [9] . În ianuarie 2014, a fost publicată o actualizare a Foii de parcurs tehnologice pentru sistemele de energie nucleară de generația IV, care detaliază obiectivele de cercetare și dezvoltare pentru următorul deceniu [10] . A fost publicată o listă de proiecte de reactoare studiate de fiecare participant la forum [11] .
În ianuarie 2018, a fost raportat că reactorul HTR-PM al Chinei a finalizat „prima instalare a capacului vasului sub presiune al primului reactor de generație IV din lume”. [12]
Inițial, au fost luate în considerare multe tipuri de reactoare, dar lista a fost scurtată pentru a se concentra pe cele mai promițătoare tehnologii și pe cele mai susceptibile de a îndeplini obiectivele inițiativei Gen IV [4] . Trei sisteme sunt nominal reactoare termice, iar patru sunt reactoare rapide . Reactorul de temperatură ultra înaltă (VHTR) este, de asemenea, investigat pentru potențialul de a furniza căldură de proces de înaltă calitate pentru producția de hidrogen . Reactoarele cu neutroni rapidi oferă capacitatea de a arde actinide pentru a reduce și mai mult deșeurile și pentru a permite producerea mai multor combustibil decât consumă. Aceste sisteme oferă beneficii semnificative în domeniile rezistenței, siguranței și fiabilității, economiei, rezistenței la proliferare (în funcție de perspectivă) și protecției fizice.
Un reactor termic este un reactor nuclear care utilizează neutroni lenți sau termici . Pentru a crește șansa ca neutronii să fie capturați de combustibil, neutronii sunt moderați folosind un moderator de neutroni .
Reactor de temperatură înaltă (VHTR)Conceptul de reactor de temperatură înaltă (HTR) folosește un miez moderat cu grafit și un ciclu de combustibil cu uraniu cu trecere o dată, folosind heliu sau sare topită ca lichid de răcire. Acest proiect de reactor prevede o temperatură de ieșire de 1000 °C. Miezul reactorului poate fi un bloc prismatic sau un strat de pietricele . Temperaturile ridicate permit utilizarea căldurii de proces pentru a produce hidrogen prin ciclul termochimic sulf-iod .
Construcția planificată a primului VHTR, Reactorul Modular Pebble Bed din Africa de Sud (PBMR), a pierdut finanțarea publică în februarie 2010 [13] . Creșterea costurilor și preocupările legate de posibile probleme tehnice neașteptate i-au speriat pe potențialii investitori și clienți.
Guvernul chinez a început construcția unui reactor de 200 MW de înaltă temperatură cu pietriș în 2012, ca succesor al său HTR-10 [14] . Tot în 2012, ca parte a competiției de generație următoare a centralei nucleare , Laboratorul Național Idaho a aprobat un proiect similar cu reactorul bloc prismatic Antares al Areva, care va fi implementat ca prototip până în 2021 [15] .
X-energy a primit un parteneriat pe cinci ani, de 53 de milioane de dolari de la Departamentul de Energie al SUA, cu o alocație de 53 de milioane de dolari pentru a îmbunătăți elementele de proiectare ale reactoarelor lor. Xe-100 este un reactor de tip PBMR care va genera 200 MW de putere termică și aproximativ 76 MW de putere electrică. O centrală standard Xe-100 cu patru reactoare generează aproximativ 300 MW de putere electrică și poate încăpea în doar 50.000 de metri pătrați. m. Toate componentele Xe-100 vor fi montate pe șantier din module separate, ceea ce va simplifica construcția.
Reactor cu sare topită (MSR)Un reactor cu sare topită (MSR) [16] este un tip de reactor nuclear în care agentul de răcire primar sau chiar combustibilul în sine este un amestec de sare topită. Au fost propuse multe proiecte pentru reactoare de acest tip și au fost construite câteva prototipuri.
Principiul ZSR poate fi utilizat pentru reactoare termice, epitermale și rapide. Din 2005, accentul s-a mutat pe FFR cu spectru rapid (MSFR) [17] .
Proiectele conceptuale actuale includ reactoare cu spectru termic (de exemplu, IMSR), precum și reactoare cu spectru rapid (de exemplu, MCSFR).
Conceptele timpurii ale spectrului termic și multe dintre cele moderne se bazează pe combustibil nuclear , eventual tetrafluorura de uraniu (UF 4 ) sau tetrafluorura de toriu (ThF 4 ), dizolvată într-o topitură de sare de fluor . Lichidul va atinge criticitatea , curgând în miez, unde grafitul va servi drept moderator . Multe concepte moderne se bazează pe propulsori care sunt dispersați într-o matrice de grafit cu sare topită care asigură răcirea la presiune joasă și temperatură ridicată. Aceste concepte MSR de generația IV sunt adesea denumite mai precis reactor epitermal , datorită faptului că viteza medie a neutronilor care poate provoca evenimente de fisiune în combustibilul său este mai mare decât în reactoarele termice [18] .
Conceptele MSR cu spectru rapid (cum ar fi MCSFR) nu au un moderator de grafit. Ele ating criticitatea având un volum suficient de sare cu o cantitate suficientă de material fisionabil. Fiind reactoare rapide cu neutroni, pot folosi combustibil mai obișnuit și pot lăsa doar deșeuri de scurtă durată.
În timp ce majoritatea proiectelor în curs de dezvoltare pentru MSR sunt în mare parte derivate din experimentele cu sare topită (MSRE) din anii 1960, opțiunile pentru tehnologia de sare topită includ reactorul conceptual cu două fluide care utilizează plumb ca mediu de răcire și combustibil sub formă de sare topită. , cum ar fi clorura .plutoniu (III) , care permite realizarea unui ciclu de combustibil închis. Alte abordări notabile care diferă substanțial de MSRE includ conceptul de reactor cu sare stabilă (SSR) promovat de MOLTEX, în care sarea topită se află în barele de combustibil solid convenționale , care sunt deja bine stabilite în industria nucleară. Firma britanică de consultanță Energy Process Development a considerat în 2015 acest ultim proiect britanic cel mai competitiv pentru dezvoltarea de reactoare modulare mici [19] [20] .
Un alt proiect în curs de dezvoltare este Reactorul rapid de clorură topită propus de compania americană TerraPower. Acest reactor amestecă uraniu natural lichid și lichid de răcire cu clorură topită în miezul reactorului, atingând temperaturi foarte ridicate menținând în același timp presiunea atmosferică [21] .
O altă caracteristică notabilă a ZhSR este posibilitatea de ardere a deșeurilor nucleare din reactoarele termice . De obicei, numai reactoarele cu neutroni rapizi erau considerate adecvate pentru eliminarea combustibilului nuclear uzat . Viabilitatea conceptului unui incinerator termic de deșeuri a fost demonstrată pentru prima dată într-o carte albă Seaborg Technologies în primăvara anului 2015. Incinerarea termică a deșeurilor a fost realizată prin înlocuirea unei părți din uraniul din combustibilul nuclear uzat cu toriu . Rata de producție a elementelor transuraniu (cum ar fi plutoniu și americiu ) este redusă sub nivelurile de consum, reducând astfel amploarea problemei stocării nucleare, a problemei proliferării materialelor nucleare și a altor probleme tehnice .
Reactor cu apă supercritică (SCWR)Reactorul cu apă supercritică en (SCWR) [16] este un reactor cu apă cu moderată redusă en , care este numit epitermal din cauza vitezei medii relativ ridicate a neutronilor. Apa supercritică este folosită ca fluid de lucruSCWR-urile sunt în primul rând reactoare cu apă ușoară (LWR) care funcționează la presiuni și temperaturi mai ridicate, cu un ciclu direct de schimb de căldură. Este destinat să funcționeze într-un ciclu direct, la fel ca un reactor cu apă fierbinte ( BWR ), dar pentru că folosește apă supercritică ca fluid de lucru, va avea o singură fază apoasă, făcând metoda de transfer de căldură supercritică mai asemănătoare cu cea desub presiune ( WWR ). Poate funcționa la temperaturi mult mai ridicate decât VVR-urile și BWR-urile existente.
Reactoarele supercritice răcite cu apă (SCWR) sunt sisteme nucleare avansate promițătoare datorită eficienței lor termice ridicate (aproximativ 45% față de 33% pentru LWR-urile actuale) și simplificării semnificative a proiectării.
Misiunea principală a SKVR este producerea de energie electrică ieftină . Se bazează pe două tehnologii dovedite: reactoare LWR, care sunt cele mai utilizate în lume, și cazane supraîncălzite pe combustibili fosili , de asemenea utilizate pe scară largă. Conceptul de PBMC este explorat de 32 de organizații din 13 țări.
Deoarece SCVR-urile sunt reactoare cu apă, există riscul de explozie a aburului și de eliberare de abur radioactiv inerent BWR și LWR, precum și necesitatea unor recipiente sub presiune, conducte, supape și pompe extrem de scumpe. Aceste probleme generale sunt în mod inerent mai severe pentru SCWR datorită funcționării la temperaturi mai ridicate.
Proiectul SKVR în curs de dezvoltare - VVER -1700/393 (VVER-SKVR sau VVER-SKD) este un reactor rusesc supercritic răcit cu apă, cu o zonă activă dublă la intrare și un factor de reproducere de 0,95 [22] .
Un reactor rapid folosește direct neutronii rapizi emiși în timpul fisiunii fără a fi încetinit. Spre deosebire de reactoarele termice, reactoarele rapide pot fi configurate să „ arde ” sau să fisioneze toate actinidele , reducând drastic fracția de actinide din combustibilul nuclear uzat produs de flota existentă mondială de reactoare cu apă termică ușoară , scurtând astfel ciclul de alimentare cu combustibil nuclear . Pe de altă parte, reactoarele pot fi configurate pentru a produce mai multe actinide decât consumă.
Reactor rapid răcit cu gaz (GFR)Reactorul rapid cu gaz neutron [16] are un ciclu de combustibil închis pentru conversia eficientă a uraniului fisionabil și controlul actinidelor. Reactorul este răcit cu heliu și are o temperatură de ieșire de 850°C, o evoluție a reactorului de temperatură înaltă (VHTR) către un ciclu al combustibilului mai sustenabil. Va folosi o turbină cu gaz cu ciclu Brayton direct pentru o eficiență termică ridicată. Sunt luate în considerare mai multe forme de combustibil care pot funcționa la temperaturi foarte ridicate și oferă o reținere excelentă a produsului de fisiune : propulsori ceramici compoziți , particule avansate de combustibil sau elemente cu manta ceramică din compuși de actinidă. Sunt luate în considerare configurațiile miezului bazate pe ansambluri combustibile tije sau plăci sau blocuri prismatice.
Inițiativa europeană de sustenabilitate nucleară finanțează trei sisteme de reactoare de generația a IV-a, dintre care unul este un reactor rapid de 100 MW răcit cu gaz numit Allegro , care urmează să fie construit într-o țară din Europa Centrală sau de Est. Începutul estimat al construcției este 2018 [23] . Grupul central european de la Visegrad [24] este angajat în dezvoltarea acestei tehnologii . În 2013, institutele din Germania, Marea Britanie și Franța au finalizat un studiu de design industrial colaborativ de trei ani, cunoscut sub numele de GoFastR [25] . Acestea au fost finanțate de al 7-lea FWP al UE cu scopul de a crea un VHTR durabil [ 26] .
Reactor rapid răcit cu sodiu (SFR)Două dintre cele mai mari reactoare industriale rapide răcite cu sodiu sunt situate în Rusia - BN-600 și BN-800 (800 MW). Cel mai mare reactor operat vreodată a fost reactorul Superphoenix , cu o putere de peste 1200 MW, care a funcționat cu succes câțiva ani în Franța înainte de a fi dezafectat în 1996. În India , reactorul rapid de testare cu neutroni (FBTR) a atins criticitatea în octombrie 1985. În septembrie 2002, eficiența arderii combustibilului FBTR a atins pentru prima dată 100.000 megawați-zi pe tonă metrică de uraniu (MWet-d/tU). Acesta este considerat o piatră de hotar în tehnologia reactoarelor de reproducere din India. Folosind experiența dobândită din operarea FBTR, un prototip de reactor de reproducere rapidă, un reactor rapid răcit cu sodiu de 500 MW este în curs de construire la un cost de 56,8 miliarde INR (aproximativ 900 milioane USD). După numeroase întârzieri, în martie 2020 guvernul a anunțat că reactorul ar putea fi pus în funcțiune abia în decembrie 2021 [27] . PFBR va fi urmat de încă șase reactoare comerciale rapide cu neutroni (CFBR) de 600 MW fiecare.
Gen IV SFR [16] se bazează pe două modele existente de reactoare rapide răcite cu sodiu, reactorul rapid de reproducere alimentat cu oxizi și reactorul rapid integral alimentat cu metal .
Scopul este de a îmbunătăți eficiența utilizării uraniului prin reproducerea plutoniului și de a elimina necesitatea de a elimina izotopii transuraniului din sit . Designul reactorului folosește un miez de neutroni rapid nemoderat , permițând consumarea oricărui izotop transuraniu (și, în unele cazuri, folosit ca combustibil). Pe lângă avantajul de a elimina transuraniul cu durată lungă de înjumătățire , combustibilul SFR se extinde atunci când reactorul se supraîncălzi și reacția în lanț încetinește automat. Astfel, reactorul are propriile elemente de siguranță pasivă [28] .
Un concept de reactor SFR este răcit cu sodiu lichid și funcționează cu un aliaj metalic uraniu- plutoniu sau combustibil nuclear uzat , „deșeurile nucleare” ale reactoarelor cu apă ușoară . Combustibilul SFR este conținut într-o carcasă de oțel cu sodiu lichid care umple spațiul dintre elementele carcasei care alcătuiesc ansamblul combustibil. O problemă cu designul SFR este riscul de a lucra cu sodiu, care reacționează exploziv la contactul cu apa. Cu toate acestea, utilizarea metalului lichid în loc de apă ca agent frigorific permite sistemului să funcționeze la presiunea atmosferică, reducând riscul de scurgere.
Inițiativa europeană de sustenabilitate nucleară a finanțat trei sisteme de reactoare de generația a IV-a, dintre care unul a fost un reactor rapid răcit cu sodiu numit ASTRID (Advanced Sodium Technical Reactor for Industrial Demonstration ) [30] . Proiectul ASTRID a fost închis în august 2019 [31] .
Numeroși predecesori SFR de generația IV există în întreaga lume, cu instalația de testare Fast Flux de 400 MW care funcționează cu succes timp de zece ani la amplasamentul Hanford din statul Washington.
EBR II de 20 MW a funcționat cu succes timp de peste treizeci de ani la Laboratorul Național din Idaho, până când a fost închis în 1994.
Reactorul GE Hitachi PRISM este o implementare comercială îmbunătățită a tehnologiei Integral Fast Reactor (IFR) dezvoltată de Laboratorul Național Argonne între 1984 și 1994. Scopul principal al PRISM este de a arde combustibil nuclear uzat din alte reactoare, nu de a crea combustibil nou. Introdus ca o alternativă la eliminarea combustibilului uzat/deșeurilor, designul reduce timpul de înjumătățire al elementelor fisionabile prezente în combustibilul nuclear uzat, generând în același timp energie electrică în primul rând ca produs secundar.
Reactor rapid cu plumb (LFR)Un reactor rapid răcit cu plumb [16] este un reactor cu neutroni rapidi cu plumb sau eutectic plumb - bismut ( LBE ) cu un lichid de răcire din metal și un ciclu de combustibil închis . Opțiunile includ o gamă de valori nominale din fabrică, inclusiv o „baterie” de putere electrică de 50 până la 150 MW cu un interval de realimentare foarte lung, un sistem modular de 300 până la 400 MW și o opțiune de centrală nucleară monolitică de 1200 MW (termenul „ baterie” se referă la un reactor cu durată lungă de viață și nu la orice mijloc de conversie a energiei electrochimice). Combustibilul este un metal sau nitrură care conține uraniu fisionabil și compuși transuraniu . Reactorul este răcit prin convecție naturală cu o temperatură a lichidului de răcire la ieșirea din reactor de 550 °C și eventual până la 800 °C cu materiale moderne. Temperatura mai mare permite producerea de hidrogen prin procese termochimice .
Inițiativa europeană de sustenabilitate nucleară finanțează trei sisteme de reactoare de generația a IV-a, dintre care unul este un reactor rapid răcit cu plumb, care este și un reactor subcritic alimentat de accelerator numit MYRRHA, cu o capacitate termică de 100 MW, care era planificat să fie construit. în Belgia după anul 2014, iar versiunea industrială, cunoscută sub numele de Alfred - după 2017. Un model Myrrha de putere redusă numit Guinevere a fost lansat la Mol în martie 2009 [23] . În 2012, echipa de cercetare a raportat că reactorul era în funcțiune [32] .
Alte două reactoare de neutroni rapidi răcite cu plumb sunt în curs de dezvoltare: SVBR-100, un reactor de neutroni rapidi cu plumb-bismut modular de 100 MW dezvoltat de OKB Gidropress rus și BREST-OD-300 (reactor de neutroni rapid răcit cu plumb) cu o capacitate de 300 MW. Cel mai recent reactor dezvoltat după SVBR-100 nu are placarea U-238 în jurul miezului și este similar ca design cu reactorul BN-600 răcit cu sodiu pentru a oferi rezistență crescută la proliferare [22] . Lucrările pregătitoare de construcție au început în mai 2020 [33] .
Avantajele pretinse ale reactoarelor de generația a 4-a față de tehnologia actuală a centralei nucleare includ:
Reactoarele nucleare nu emit CO 2 în timpul funcționării, deși, ca toate sursele de energie cu emisii scăzute de carbon , faza de exploatare și construcție poate duce la emisii de CO 2 dacă sursele de energie nu sunt neutre din punct de vedere al emisiilor de carbon (cum ar fi combustibilii fosili) sau cimenturile sunt utilizate în constructia.care emit CO 2 . O analiză Yale din 2012 , publicată în Journal of Industrial Ecology, care analizează ciclul de viață al emisiilor de CO 2 din energia nucleară, a constatat că: [36] Deși lucrarea s-a ocupat în principal de date de la reactoarele de generația II și nu a analizat emisiile de CO 2 până în 2050 . a reactoarelor de generația a III -a aflate atunci în construcție, a rezumat concluziile evaluării ciclului de viață ale tehnologiilor de dezvoltare a reactoarelor.
FBR-urile [' Reactoarele Fast Breeder '] au fost evaluate în literatura LCA. Literatura limitată care evaluează această tehnologie viitoare potențială raportează emisii medii de GES pe ciclul de viață... similare sau mai mici decât LWR-urile [ reactoare cu apă ușoară Gen II ] și pretinde să consume puțin sau deloc minereu de uraniu .
Un risc deosebit pentru un reactor rapid răcit cu sodiu este asociat cu utilizarea sodiului metalic ca agent de răcire. În cazul unei descoperiri, sodiul reacţionează exploziv cu apa. Repararea daunelor poate fi, de asemenea, periculoasă, deoarece cel mai ieftin gaz nobil, argonul, este folosit și pentru a preveni oxidarea sodiului. Argonul, ca și heliul, poate deplasa oxigenul din aer și poate provoca hipoxie , astfel încât lucrătorii pot fi expuși acestui risc suplimentar. Aceasta este o problemă presantă, așa cum au demonstrat evenimentele de la prototipul reactorului cu buclă de reproducere rapidă Monju din Tsurug , Japonia [37] . Utilizarea plumbului sau a sărurilor topite ameliorează această problemă făcând lichidul de răcire mai puțin reactiv și oferind un punct de îngheț ridicat și o presiune scăzută în cazul unei scurgeri. Dezavantajele plumbului în comparație cu sodiul sunt vâscozitatea și densitatea mult mai mare, capacitatea termică mai mică și mai mulți produse de activare de către neutroni radioactivi.
În multe cazuri, s-a acumulat deja multă experiență, bazată pe numeroase confirmări ale design-urilor conceptului Gen IV. De exemplu, reactoarele de la stația de generare Fort St Vrain și HTR-10 sunt similare cu proiectele VHTR de generația IV propuse, iar reactoarele de tip bazin EBR-II , Phénix , BN-600 și BN-800 sunt similare cu generația propusă. Reactoare de tip bazin cu ameliorare rapidă IV cu răcire cu sodiu.
Inginerul nuclear David Lochbaum avertizează că riscurile de siguranță ar putea fi mai mari inițial, deoarece operatorii de reactoare au puțină experiență cu noul design. „Problema cu noile reactoare și accidente este dublă: există scenarii care nu pot fi planificate în simulări; iar oamenii fac greșeli.” După cum a spus directorul unuia dintre laboratoarele de cercetare din SUA, „Fabricarea, construcția, operarea și întreținerea noilor reactoare vor necesita o pregătire extinsă: tehnologiile avansate vor avea un risc crescut de accidente și erori. Tehnologia poate fi testată, dar oamenii nu” [38] .
| Sistem | Spectrul de neutroni | mai rece | Temperatura, °C | Ciclul combustibilului | Putere, MW | Exemple pentru dezvoltatori |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Reactor cu gaz de înaltă temperatură ( VHTR ) | Termic | Heliu | 900–1000 | Deschis | 250–300 | Agenția Japoneză pentru Energie Atomică ( HTTR ), Universitatea Tsinghua ( HTR-10 ), X-energy [40] |
| Reactor cu neutroni rapidi răcit cu sodiu ( SFR ) | Rapid | Sodiu | 550 | Închis | 30–150, 300–1500, 1000–2000 | TerraPower ( TWR ), Toshiba ( 4S ), GE Hitachi Nuclear Energy ( PRISM ), OKBM numit după I. I. Afrikantov ( BN-1200 ) |
| Reactor cu apă supercritică ( SCWR ) | Termic sau rapid | Apă | 510–625 | deschis sau închis | 300–700, 1000–1500 | |
| Reactor rapid răcit cu gaz (GFR) | Rapid | Heliu | 850 | Închis | 1200 | General Atomics ( modul multiplicator de energie ) |
| Reactor rapid cu bismut cu plumb (LFR) | Rapid | Conduce | 480–800 | Închis | 20-180, 300-1200, 600-1000 | Rosatom ( BREST-OD-300 ) |
| Reactor cu sare topită (MSR) | Rapid sau termic | Săruri de fluor sau clor | 700–800 | Închis | 250, 1000 | Seaborg Technologies , TerraPower , Elysium Industries, Moltex Energy ( reactor de sare stabil ), Flibe Energy ( LFTR ), Transatomic Power , Thorium Tech Solution ( FUJI MSR ), Terrestrial Energy ( IMSR ), Southern Company Services |
| Reactoare cu două fluide ( DFR ) | Rapid | Conduce | 1000 | Închis | 500–1500 | Institutul de fizică nucleară a stării solide [41] |
| Tehnologii nucleare | |||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Inginerie | |||||||
| materiale | |||||||
Energia nucleară |
| ||||||
| Medicina nucleara |
| ||||||
| Arme nucleare |
| ||||||
| |||||||