Reator de geração IV - Generation IV reactor

Os sistemas de energia nuclear da Geração IV são previstos pela Associação Nuclear Mundial para operar comercialmente até 2030 ou antes e oferecer avanços significativos em sustentabilidade, segurança, confiabilidade e economia em relação às gerações anteriores

Os reatores da Geração IV ( Gen IV ) são um conjunto de projetos de reatores nucleares que estão sendo pesquisados ​​para aplicações comerciais pelo Fórum Internacional da Geração IV . Eles são motivados por uma variedade de objetivos, incluindo segurança, sustentabilidade, eficiência e custo aprimorados.

O projeto do reator Gen IV mais desenvolvido, o reator rápido de sódio , recebeu a maior parte do financiamento ao longo dos anos, com várias instalações de demonstração em operação. O principal aspecto da Geração IV do projeto está relacionado ao desenvolvimento de um ciclo de combustível fechado sustentável para o reator. O reator de sal fundido , uma tecnologia menos desenvolvida, é considerado potencialmente com a maior segurança inerente dos seis modelos. Os projetos de reatores de altíssima temperatura operam em temperaturas muito mais altas. Isso permite a eletrólise de alta temperatura ou ciclo de enxofre-iodo para a produção eficiente de hidrogênio e a síntese de combustíveis neutros em carbono .

De acordo com um cronograma compilado pela Associação Nuclear Mundial, os reatores Gen IV podem entrar em operação comercial entre 2020 e 2030.

Atualmente, a maioria dos reatores em operação ao redor do mundo são considerados sistemas de reatores de segunda geração , já que a grande maioria dos sistemas de primeira geração foram aposentados há algum tempo, e existem apenas alguns reatores de Geração III em operação em 2021. Reatores de Geração V referem-se a reatores que são puramente teóricos e, portanto, ainda não são considerados viáveis ​​no curto prazo, resultando em financiamento limitado de P&D .

História

O Fórum Internacional Geração IV (GIF) é "um esforço cooperativo internacional que foi estabelecido para realizar a pesquisa e o desenvolvimento necessários para estabelecer a viabilidade e as capacidades de desempenho dos sistemas de energia nuclear de próxima geração." Foi fundada em 2001. Atualmente, membros ativos do Fórum Internacional Geração IV (GIF) incluem: Austrália , Canadá , China , a Comunidade Europeia da Energia Atómica (Euratom), França , Japão , Rússia , África do Sul , Coreia do Sul , Suíça , o Reino Unido e os Estados Unidos . Os membros não ativos são Argentina e Brasil . A Suíça aderiu em 2002, a Euratom em 2003, a China e a Rússia em 2006 e a Austrália aderiu ao fórum em 2016. Os restantes países eram membros fundadores.

A 36ª reunião do GIF em Bruxelas foi realizada em novembro de 2013. A Atualização do Roteiro Tecnológico para Sistemas de Energia Nuclear da Geração IV foi publicada em janeiro de 2014, que detalha os objetivos de P&D para a próxima década. Uma análise dos projetos de reatores pesquisados ​​por cada membro do fórum foi disponibilizada.

Em janeiro de 2018, foi relatado que "a primeira instalação da tampa do vaso de pressão do primeiro reator Gen IV do mundo" havia sido concluída no HTR-PM .

Tipos de reator

Muitos tipos de reatores foram considerados inicialmente; no entanto, a lista foi reduzida para enfocar as tecnologias mais promissoras e aquelas que provavelmente poderiam atender aos objetivos da iniciativa Gen IV. Três sistemas são nominalmente reatores térmicos e quatro são reatores rápidos . O reator de temperatura muito alta (VHTR) também está sendo pesquisado por fornecer potencialmente calor de processo de alta qualidade para a produção de hidrogênio . Os reatores rápidos oferecem a possibilidade de queimar actinídeos para reduzir ainda mais o desperdício e de serem capazes de " gerar mais combustível " do que consomem. Esses sistemas oferecem avanços significativos em sustentabilidade, segurança e confiabilidade, economia, resistência à proliferação (dependendo da perspectiva) e proteção física.

Reatores térmicos

Um reator térmico é um reator nuclear que usa nêutrons lentos ou térmicos . Um moderador de nêutrons é usado para desacelerar os nêutrons emitidos pela fissão para torná-los mais propensos a serem capturados pelo combustível.

Reator de temperatura muito alta (VHTR)

O conceito de reator de temperatura muito alta (VHTR) usa um núcleo moderado de grafite com um ciclo de combustível de urânio de passagem única, usando hélio ou sal fundido como refrigerante. Este projeto de reator prevê uma temperatura de saída de 1.000 ° C. O núcleo do reator pode ser um bloco prismático ou um projeto de reator de leito de seixos . As altas temperaturas permitem aplicações como calor de processo ou produção de hidrogênio por meio do processo de ciclo de enxofre-iodo termoquímico .

A construção planejada do primeiro VHTR, o reator modular de leito de seixos sul-africano (PBMR), perdeu financiamento do governo em fevereiro de 2010. Um aumento pronunciado de custos e preocupações sobre possíveis problemas técnicos inesperados desencorajaram potenciais investidores e clientes.

O governo chinês iniciou a construção de um reator de leito de seixos de alta temperatura de 200 MW em 2012 como sucessor do HTR-10 . Também em 2012, como parte da competição de usina nuclear de próxima geração , o Laboratório Nacional de Idaho aprovou um projeto semelhante ao reator de Antares de bloco prismático da Areva a ser implantado como um protótipo até 2021.

Em janeiro de 2016, a X-energy recebeu uma parceria de cinco anos de $ 53 milhões do Departamento de Energia dos Estados Unidos para promover elementos de desenvolvimento de seu reator. O Xe-100 é um PBMR que irá gerar 200 MWt e aproximadamente 76 MWe . A planta de quatro unidades padrão Xe-100 gera aproximadamente 300 MWe e caberá em apenas 13 acres. Todos os componentes do Xe-100 serão transportáveis ​​por estrada e serão instalados, em vez de construídos, no local do projeto para agilizar a construção.

Reator de sal fundido (MSR)

Reator de sal fundido (MSR)

Um reator de sal fundido é um tipo de reator nuclear onde o refrigerante primário , ou mesmo o próprio combustível, é uma mistura de sal fundido. Muitos projetos foram apresentados para este tipo de reator e alguns protótipos foram construídos.

O princípio de um MSR pode ser usado para reatores térmicos, epitérmicos e rápidos. Desde 2005, o foco mudou para um MSR de espectro rápido (MSFR).

Os projetos de conceito atuais incluem reatores de espectro térmico (por exemplo, IMSR), bem como reatores de espectro rápido (por exemplo, MCSFR).

Os primeiros conceitos de espectro térmico e muitos dos atuais dependem de combustível nuclear , talvez tetrafluoreto de urânio (UF 4 ) ou tetrafluoreto de tório (ThF 4 ), dissolvido em sal de fluoreto fundido . O fluido alcançaria a criticidade fluindo para um núcleo onde o grafite serviria como moderador . Muitos conceitos atuais dependem de combustível que é disperso em uma matriz de grafite com o sal fundido fornecendo resfriamento de baixa pressão e alta temperatura. Esses conceitos de MSR da Gen IV são frequentemente denominados com mais precisão um reator epitérmico do que um reator térmico, devido à velocidade média dos nêutrons que faria com que os eventos de fissão dentro de seu combustível fossem mais rápidos do que nêutrons térmicos .

Projetos de conceito de MSR de espectro rápido (por exemplo, MCSFR) acabam com o moderador de grafite. Eles atingem a criticidade por terem um volume suficiente de sal com material físsil suficiente. Por serem de espectro rápido, eles podem consumir muito mais combustível e deixar apenas resíduos de curta duração.

Enquanto a maioria dos projetos de MSR em busca são em grande parte derivados do Experimento de Reator de Sal Fundido (MSRE) dos anos 1960 , as variantes da tecnologia de sal fundido incluem o reator de fluido duplo conceitual que está sendo projetado com chumbo como meio de resfriamento, mas como combustível de sal fundido, comumente como o cloreto de metal, por exemplo, cloreto de plutônio (III) , para auxiliar em maiores capacidades de ciclo de combustível fechado de "lixo nuclear". Outras abordagens notáveis ​​que diferem substancialmente do MSRE incluem o conceito Stable Salt Reactor (SSR) promovido pela MOLTEX, que envolve o sal fundido em centenas de barras de combustível sólido comuns que já estão bem estabelecidas na indústria nuclear. Este último projeto britânico foi considerado o mais competitivo para o desenvolvimento de reatores modulares pequenos por uma empresa de consultoria britânica Energy Process Development em 2015.

Outro projeto em desenvolvimento é o reator rápido de cloreto derretido proposto pela TerraPower , uma empresa de ciência e energia nuclear com sede nos Estados Unidos. Este conceito de reator mistura o urânio natural líquido e o refrigerante de cloreto fundido no núcleo do reator, atingindo temperaturas muito altas enquanto permanece na pressão atmosférica.

Outra característica notável do MSR é a possibilidade de um queimador de lixo nuclear de espectro térmico . Convencionalmente, apenas reatores de espectro rápido têm sido considerados viáveis ​​para utilização ou redução dos estoques nucleares gastos . A viabilidade conceitual de um queimador de resíduos térmicos foi mostrada pela primeira vez em um white paper da Seaborg Technologies na primavera de 2015. A queima de resíduos térmicos foi alcançada substituindo uma fração do urânio no combustível nuclear usado por tório . A taxa de produção líquida do elemento transurânio (por exemplo, plutônio e amerício ) é reduzida abaixo da taxa de consumo, reduzindo assim a magnitude do problema de armazenamento nuclear , sem as preocupações de proliferação nuclear e outras questões técnicas associadas a um reator rápido .

Reator supercrítico resfriado por água (SCWR)

Reator supercrítico resfriado por água (SCWR)

O reator de água supercrítico (SCWR) é um conceito de reator de água de moderação reduzida que, devido à velocidade média dos nêutrons que faria com que os eventos de fissão dentro do combustível fossem mais rápidos do que nêutrons térmicos , é mais precisamente denominado um reator epitérmico do que um térmico reator. Ele usa água supercrítica como fluido de trabalho. Os SCWRs são basicamente reatores de água leve (LWR) operando a pressões e temperaturas mais altas com um ciclo direto de troca de calor de uma só vez. Como mais comumente imaginado, ele operaria em um ciclo direto, bem como um reator de água fervente ( BWR ), mas uma vez que usa água supercrítica (não deve ser confundida com massa crítica ) como fluido de trabalho, teria apenas uma fase de água presente, o que torna o método de troca de calor supercrítico mais semelhante a um reator de água pressurizada ( PWR ). Ele poderia operar em temperaturas muito mais altas do que os atuais PWRs e BWRs.

Os reatores supercríticos resfriados a água (SCWRs) são sistemas nucleares avançados promissores por causa de sua alta eficiência térmica (ou seja, cerca de 45% contra cerca de 33% de eficiência para os LWRs atuais) e considerável simplificação da planta.

A principal missão do SCWR é a geração de eletricidade de baixo custo . Ele é construído sobre duas tecnologias comprovadas, LWR, que são os reatores de geração de energia mais comumente implantados no mundo, e sobreaquecida combustível fóssil disparou caldeiras , um grande número dos quais também estão em uso ao redor do mundo. O conceito de SCWR está sendo investigado por 32 organizações em 13 países.

Como os SCWRs são reatores de água, eles compartilham os riscos de explosão de vapor e liberação de vapor radioativo de BWRs e LWRs, bem como a necessidade de vasos de pressão, tubos, válvulas e bombas extremamente caros. Esses problemas compartilhados são inerentemente mais graves para os SCWRs devido à operação em temperaturas mais altas.

Um projeto SCWR em desenvolvimento é o VVER -1700/393 (VVER-SCWR ou VVER-SKD) - um reator supercrítico russo resfriado por água com núcleo de entrada dupla e uma taxa de reprodução de 0,95.

Reatores rápidos

Um reator rápido usa diretamente os nêutrons rápidos emitidos pela fissão, sem moderação. Ao contrário dos reatores de nêutrons térmicos, os reatores de nêutrons rápidos podem ser configurados para " queimar ", ou fissão, todos os actinídeos , e com tempo suficiente, portanto, reduzir drasticamente a fração de actinídeos no combustível nuclear gasto produzido pela atual frota mundial de reatores de água leve de nêutrons térmicos , fechando assim o ciclo do combustível nuclear . Alternativamente, se configurados de forma diferente, eles também podem gerar mais combustível actinídeo do que consomem.

Reator rápido resfriado a gás (GFR)

Reator rápido resfriado a gás (GFR)

O sistema de reator rápido resfriado a gás (GFR) apresenta um espectro de nêutrons rápidos e ciclo de combustível fechado para conversão eficiente de urânio fértil e gerenciamento de actinídeos. O reator é resfriado a hélio e com uma temperatura de saída de 850 ° C é uma evolução do reator de altíssima temperatura (VHTR) para um ciclo de combustível mais sustentável. Ele usará uma turbina a gás de ciclo Brayton direto para alta eficiência térmica. Diversas formas de combustível estão sendo consideradas por seu potencial de operar em temperaturas muito altas e para garantir uma excelente retenção de produtos de fissão : combustível de cerâmica composta , partículas de combustível avançadas ou elementos revestidos de cerâmica de compostos de actinídeo. As configurações principais estão sendo consideradas com base em conjuntos de combustível baseados em pinos ou placas ou blocos prismáticos.

A European Sustainable Nuclear Industrial Initiative está financiando três sistemas de reatores de Geração IV, um dos quais é um reator rápido refrigerado a gás, chamado Allegro , 100 MW (t), que será construído em um país da Europa Central ou Oriental com construção prevista para começar em 2018. O Grupo Visegrád da Europa central está empenhado em desenvolver a tecnologia. Em 2013, os institutos alemães, britânicos e franceses concluíram um estudo de colaboração de 3 anos sobre o desenvolvimento de projetos em escala industrial, conhecido como GoFastR . Eles foram financiados pelo 7º programa- quadro FWP da UE , com o objetivo de criar um VHTR sustentável.

Reator rápido resfriado a sódio (SFR)

Projeto da piscina Reator rápido refrigerado a sódio (SFR)

Os dois maiores reatores rápidos refrigerados a sódio comerciais estão ambos na Rússia, o BN-600 e o BN-800 (800 MW). O maior já operado foi o reator Superphenix com mais de 1200 MW de produção elétrica, operando com sucesso por vários anos na França antes de ser desativado em 1996. Na Índia, o Fast Breeder Test Reactor (FBTR) atingiu a criticidade em outubro de 1985. Em setembro Em 2002, a eficiência de queima de combustível no FBTR pela primeira vez atingiu a marca de 100.000 megawatts-dias por tonelada métrica de urânio (MWd / MTU). Isso é considerado um marco importante na tecnologia de reator reprodutor indiano. Usando a experiência adquirida com a operação do FBTR, o Reator Criador Rápido de Protótipo , um reator rápido resfriado a sódio de 500 MWe está sendo construído a um custo de INR 5.677 crores (~ US $ 900 milhões). Depois de inúmeros atrasos, o governo informou em março de 2020 que o reator poderia estar operacional apenas em dezembro de 2021. O PFBR será seguido por mais seis reatores criadores rápidos comerciais (CFBRs) de 600 MWe cada.

O Gen IV SFR é um projeto que se baseia em dois projetos existentes para FBRs resfriados a sódio, o reator rápido alimentado com óxido e o reator rápido integral alimentado com metal .

Os objetivos são aumentar a eficiência do uso do urânio, criando plutônio e eliminando a necessidade de isótopos transurânicos para sempre deixar o local. O projeto do reator usa um núcleo não moderado rodando em nêutrons rápidos , projetado para permitir que qualquer isótopo transurânico seja consumido (e em alguns casos usado como combustível). Além dos benefícios de remover os transurânicos de meia-vida longa do ciclo de resíduos, o combustível SFR se expande quando o reator superaquece e a reação em cadeia diminui automaticamente. Desta forma, é passivamente seguro.

Um conceito de reator SFR é resfriado por sódio líquido e alimentado por uma liga metálica de urânio e plutônio ou combustível nuclear usado , o "lixo nuclear" dos reatores de água leve . O combustível SFR está contido em um revestimento de aço com preenchimento de sódio líquido no espaço entre os elementos do revestimento que compõem o conjunto de combustível. Um dos desafios do projeto de um SFR são os riscos de lidar com o sódio, que reage de forma explosiva se entrar em contato com a água. Porém, o uso de metal líquido em vez de água como refrigerante permite que o sistema funcione à pressão atmosférica, reduzindo o risco de vazamentos.

O ciclo de combustível sustentável proposto no conceito de reator rápido Integral (cor) dos anos 1990 , uma animação da tecnologia de piroprocessamento também está disponível.
Conceito IFR (preto e branco com texto mais claro)

A European Sustainable Nuclear Industrial Initiative financiou três sistemas de reatores de Geração IV, um dos quais era um reator rápido refrigerado a sódio, chamado ASTRID , Advanced Sodium Technical Reactor for Industrial Demonstration. O projeto ASTRID foi cancelado em agosto de 2019.

Numerosos progenitores do Gen IV SFR existem em todo o mundo, com a 400 MWe Fast Flux Test Facility operando com sucesso por dez anos em Hanford, no estado de Washington.

O 20 MWe EBR II operou com sucesso por mais de trinta anos no Laboratório Nacional de Idaho, até ser encerrado em 1994.

O reator PRISM da GE Hitachi é uma implementação modernizada e comercial da tecnologia desenvolvida para o Reator Rápido Integral (IFR), desenvolvido pelo Laboratório Nacional de Argonne entre 1984 e 1994. O objetivo principal do PRISM é queimar combustível nuclear usado de outros reatores, em vez de criação de novo combustível. Apresentado como uma alternativa para enterrar o combustível usado / resíduos, o projeto reduz as meias-vidas dos elementos fissionáveis ​​presentes no combustível nuclear usado enquanto gera eletricidade em grande parte como um subproduto.

Reator rápido resfriado com chumbo (LFR)

Reator rápido resfriado com chumbo

O reator rápido resfriado por chumbo apresenta um reator de chumbo com espectro de nêutrons rápidos ou chumbo / bismuto eutético ( LBE ) resfriado por metal líquido com um ciclo de combustível fechado . As opções incluem uma gama de classificações de usinas, incluindo uma "bateria" de 50 a 150 MW de eletricidade que apresenta um intervalo de reabastecimento muito longo, um sistema modular classificado de 300 a 400 MW e uma grande opção de usina monolítica de 1.200 MW (o termo bateria refere-se ao núcleo de longa duração fabricado em fábrica, não a qualquer dispositivo para conversão de energia eletroquímica). O combustível é à base de metal ou nitreto contendo urânio fértil e transurânicos . O reator é resfriado por convecção natural com uma temperatura de refrigeração de saída do reator de 550 ° C, possivelmente variando até 800 ° C com materiais avançados. A temperatura mais alta permite a produção de hidrogênio por processos termoquímicos .

A European Sustainable Nuclear Industrial Initiative está financiando três sistemas de reator de Geração IV, um dos quais é um reator rápido resfriado com chumbo que também é um reator subcrítico acionado por acelerador , denominado MYRRHA , 100 MW (t), que será construído em Bélgica com construção prevista para começar depois de 2014 e a versão em escala industrial, conhecida como Alfred , programada para ser construída em algum momento depois de 2017. Um modelo de energia reduzida de Myrrha chamado Guinevere foi iniciado em Mol em março de 2009. Em 2012, a equipe de pesquisa relatou que Guinevere estava operacional.

Dois outros reatores rápidos resfriados com chumbo em desenvolvimento são o SVBR-100, um conceito de reator de nêutrons rápido resfriado com chumbo-bismuto de 100 MWe projetado pela OKB Gidropress na Rússia e o BREST-OD-300 (reator rápido resfriado com chumbo) 300 MWe, a ser desenvolvido após o SVBR-100, ele dispensará o cobertor fértil ao redor do núcleo e substituirá o projeto do reator BN-600 resfriado a sódio , para supostamente dar maior resistência à proliferação. Os trabalhos de construção preparatórios começaram em maio de 2020.

Vantagens e desvantagens

Em relação à tecnologia atual da usina nuclear, os benefícios alegados para os reatores de 4ª geração incluem:

  • Resíduos nucleares que permanecem radioativos por alguns séculos em vez de milênios
  • 100-300 vezes mais rendimento de energia com a mesma quantidade de combustível nuclear
  • Gama mais ampla de combustíveis e até mesmo combustíveis brutos não encapsulados ( MSR sem cascalho , LFTR ).
  • Em alguns reatores, a capacidade de consumir resíduos nucleares existentes na produção de eletricidade, ou seja, um ciclo fechado de combustível nuclear . Isso fortalece o argumento para considerar a energia nuclear como uma energia renovável .
  • Recursos de segurança operacional aprimorados, como (dependendo do projeto) prevenção de operação pressurizada, desligamento automático passivo (sem energia, não comandado) do reator, prevenção de resfriamento de água e os riscos associados de perda de água (vazamentos ou fervura) e geração / explosão de hidrogênio e contaminação da água de refrigeração.

Os reatores nucleares não emitem CO 2 durante a operação, embora como todas as fontes de energia de baixo carbono , a fase de mineração e construção pode resultar em emissões de CO 2 , se fontes de energia que não são neutras em carbono (como combustíveis fósseis), ou cimentos emissores de CO 2 são usados ​​durante o processo de construção. Uma revisão de 2012 da Yale University publicada no Journal of Industrial Ecology analisando CO
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Emissões de
avaliação do ciclo de vida (LCA) da energia nuclear determinou que:

A literatura coletiva de LCA indica que as emissões de gases de efeito estufa do ciclo de vida da energia nuclear são apenas uma fração das fontes fósseis tradicionais e comparáveis ​​às tecnologias renováveis.

Embora o artigo lidasse principalmente com dados de reatores de Geração II , e não analisasse o CO
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emissões até 2050 dos reatores Geração III então em construção, resumiu as descobertas da Avaliação do Ciclo de Vida das tecnologias de reatores em desenvolvimento.

FBRs [' Fast Breeder Reactors '] foram avaliados na literatura de LCA. A literatura limitada que avalia essa tecnologia futura em potencial relata emissões de GEE do ciclo de vida médio ... semelhantes ou inferiores aos LWRs [ reatores de água leve Gen II ] e afirma consumir pouco ou nenhum minério de urânio .

Um risco específico do reator rápido resfriado a sódio está relacionado ao uso de sódio metálico como refrigerante. Em caso de violação, o sódio reage explosivamente com a água. Consertar brechas também pode ser perigoso, já que o gás nobre mais barato, argônio, também é usado para prevenir a oxidação do sódio. O argônio, como o hélio, pode deslocar o oxigênio do ar e representar problemas de hipóxia , portanto, os trabalhadores podem estar expostos a esse risco adicional. Este é um problema pertinente, conforme demonstrado pelos eventos no tipo de loop Prototype Fast Breeder Reactor Monju em Tsuruga, Japão. O uso de chumbo ou sais fundidos atenua esse problema, tornando o refrigerante menos reativo e permitindo uma alta temperatura de congelamento e baixa pressão em caso de vazamento. As desvantagens do chumbo em comparação com o sódio são: viscosidade muito mais alta, densidade muito mais alta, menor capacidade de calor e mais produtos de ativação de nêutrons radioativos.

Em muitos casos, já existe uma grande quantidade de experiência acumulada com numerosos designs de prova de conceito da Gen IV. Por exemplo, os reatores na Estação Geradora Fort St. Vrain e HTR-10 são semelhantes aos projetos VHTR Gen IV propostos , e o tipo de piscina EBR-II , Phénix , BN-600 e reator BN-800 são semelhantes à piscina proposta reatores rápidos de resfriamento de sódio tipo Gen IV sendo projetados.

O engenheiro nuclear David Lochbaum alerta que os riscos de segurança podem ser maiores inicialmente, já que os operadores de reatores têm pouca experiência com o novo design "o problema com novos reatores e acidentes é duplo: surgem cenários impossíveis de planejar em simulações; e os humanos cometem erros". Como disse um diretor de um laboratório de pesquisa dos Estados Unidos, "a fabricação, construção, operação e manutenção de novos reatores enfrentarão uma curva de aprendizado íngreme: as tecnologias avançadas terão um risco maior de acidentes e erros. A tecnologia pode ser comprovada, mas as pessoas não são".

Tabela de projetos

Resumo de projetos para reatores de geração IV
Sistema Espectro de nêutrons Refrigerante Temperatura (° C) Ciclo de Combustível Tamanho (MW) Desenvolvedores de exemplo
VHTR Térmico Hélio 900-1000 Abrir 250–300 JAEA ( HTTR ), Tsinghua University ( HTR-10 ), Tsinghua University e China Nuclear Engineering Corporation ( HTR-PM ), X-energy
SFR Rápido Sódio 550 Fechadas 30–150, 300–1500, 1000–2000 TerraPower ( TWR ), Toshiba ( 4S ), GE Hitachi Nuclear Energy ( PRISM ), OKBM Afrikantov ( BN-1200 ), China National Nuclear Corporation (CNNC) ( CFR-600 )
SCWR Térmico ou rápido Água 510-625 Aberto ou fechado 300–700, 1000–1500
TFG Rápido Hélio 850 Fechadas 1200 Módulo Multiplicador de Energia
LFR Rápido Liderar 480-800 Fechadas 20–180, 300–1200, 600–1000 Rosatom ( BREST-OD-300 )
MSR Rápido ou térmico Sais de flúor ou cloreto 700-800 Fechadas 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 Rápido Liderar 1000 Fechadas 500–1500 Instituto de Física Nuclear do Estado Sólido

Veja também

Referências

links externos