Diverse typer

Der er udviklet mange forskellige typer kernereaktorer. En kort oversigt over de øvrige reaktorer der har interesse er kort omtalt nedenstående.

Typer

Magnox – AGR. De britiske grafitreaktorer

HTR – Pebble Bed – reaktoren

THTR – den tyske »kartoffelreaktor«

FBR – Formeringsreaktoren – Breederen

VVER – den russiske trykvandsreaktor

RBMK– reaktoren – den russiske »Tjernobyl«-type Ignalina-værkerne

3. generations reaktorer. EPR – European Pressurised Water Reactor – Finlands valg som 5. reaktor

PBMR, ABWR, ESBWR, ALMR, AP1000, ACR-700, ACR-1000, IRIS, System 80+, FTBR – avancerede typer på vej

Thoriumreaktorer

4. generation. MSR, IFR, GFR, LFR, SFR, SCWR, VHTR

Samlet oversigt over de enkelte typers antal

Skibs-reaktorer – ubåde og skibe

Placering af USA´s nukleare anlæg

Til top

Magnox og AGR – Advanced Gascooled Reactor

Grafit
I Storbritannien udviklede man grafitmodererede reaktorer da man hverken havde tungt vand eller beriget uran til rådighed.
Den første type anvendte natururan som brændsel, der var indkapslet i en magnesiumlegering – heraf navnet MAGNOX-reaktoren, der anvendte kuldioxid – CO2 – som kølemiddel.
Den blev videreudviklet til AGR-typen (Advanced Gas-cooled Reactor), der anvendte beriget uran, der gav en bedre økonomi. Også denne anvendte kuldioxid som kølemiddel.
AGR anvender UO2 piller med 2.5-3.5% berigning i rustfrit stålrør.
Der anvendes forspændt beton til indkapsling af reaktoren.
Kuldioxiden cirkulerer gennem kernen, hvor den opnår ca. 650°C.
Kontrolstængerne gennemtrænger grafitmoderatoren og et nedlukningssystem baserer sig på injektion af kvælstof.
I Storbritannien har man opført en enkelt trykvandsreaktor i erkendelse af, at disse typer er mere økonomiske i drift.

Til top

HTR (Høj Temperatur Reactor) »Pebble – bed« reactor

HTR-reaktoren (Høj Temperatur Gas cooled Reactor). I USA var en reaktor af denne type i drift, men den er nu stoppet. Reaktorkernen består af grafitblokke, hvori der er kanaler til køling, brændsel og regulering. Brændslet er små piller med højt beriget U-235 og Thorium, der er omgivet af tætte lag af keramisk materiale, der forhindrer fissionsprodukter at slippe ud til omgivelserne. Under driften dannes ikke plutonium, da der ikke er 238U i brændslet i nævneværdig grad, der dannes derimod spalteligt 233U ved Thoriums neutronindfangning.
Reaktoren arbejder med en fin brændsels-og energiudnyttelse. På grund af Thoriumindholdet tærer denne type ikke så megen på uranforekomsterne som letvandsreaktorerne.
Reaktorkernen omgives af et tykt lag forspændt beton, der igen omgives af den sædvanlige reaktorindeslutning. Mange mener, at denne type er mere sikker end letvandsreaktorerne og producerer mindre radioaktivt affald. Denne type er ikke en formeringsreaktor, idet der bruges mere spalteligt materiale end der dannes. Procestemperaturen er meget høj, hvilket giver mulighed for er stor energiudnyttelse og en meget stor udbrændingsgrad af brændslet. En demonstrationsreaktor af denne type på ca. 300 MW er i drift i Fort St.Vrain i nærheden af Denver i USA blev efter en kortere funktionstid lukket ned.
Typen har dog så store fordele at den må anses for at have stor interesse på længere sigt – ikke mindst pga. sikkerhedsmæssige fordele.

Wikipedia: Pebble-bed reaktoren

Til top

THTR – reaktoren

Thtr
THTR-reaktoren (Thorium-Høj-Temperatur-Reactor) kaldes også Pebble-bed eller kartoffelreaktoren. Denne type er den tyske variant af HTGR-reaktoren. Brændslet består af ca. 6 cm store kugler.

thtrelement
I midten er brændslet indlejret som ganske små korn af højt beriget 235U. Brændslet er omgivet af meget tætte lag for at forhindre spaltningsprodukter i at undslippe. Yderst et lag grafit, der virker som moderator. Nogle af kuglerne indeholder stoffet Thorium, der omdannes til det spaltelige stof 233U. Brændslet skiftes ved at der udtages kugler ud forneden og nye, friske kugler fyldes i foroven. Kontrolstængerne føres blot ned gennem brændselskuglerne.
Reaktoren er omgivet af et tykt lag forspændt beton og bygningen er forsynet med den normale indeslutning.
Reaktoren køles af den inaktive luftart Helium, der opnår et meget høj temperatur under driften. Denne type har stor interesse til industrielle formål, idet den høje procestemperatur er tilstrækkelig til forgasning af kul.

En anden mulighed med store perspektiver er at transportere energi i kold tilstand gennem rør. Det har et pilotprojekt vist – ADAM-EVA-processen.
(Adiabatische DemonstrationsAnlage für Methaniserung – Einzelspaltrohr Versuch Anlage.)
Processen kan beskrives således:
CH4+ H2O + 205.2 kJ/mol => 3 H2 + CO

THTR
1 kg metan binder ca. 11.000 kJ varmeenergi.
I ADAM delen samles gasblandingen igen til metan og vand hvorved energien frigøres.
Det sker ved hjælp af en passende katalysator som det danske firma Haldor Topsøe har udviklet.
Varmeenergien fra denne proces kan efter behov anvendes til produktion af damp til el-fremstilling, til industriel – eller til fjernvarmeformål.
Denne teknik åbner mulighed for, at selv mindre samfund kan udnytte energien fra fjerntliggende atomreaktorer.
En prototype i Jülich har demonstreret at energien kan i små, decentrale ADAM-anlæg omformes til el-energi eller fjernvarme efter behov. Processen har kørt fint i en årrække.
Energiudnyttelsen har i de tyske forsøg ligget så højt som 60%, hvilket er mere end 50% over kernekraftværkers udnyttelse af uranen.
Et dansk firma – Haldor Topsøe – har levere de nødvendige katalysatorer til ADAM-processen.
Firmaet ejer nogle vigtige patenter til denne proces.
Da energitransport ved metanspaltningen kræver meget høje temperaturer, 950-l.000ºC, er der kun meget få reaktortyper, der kan udnytte denne proces.
Det gør denne type specielt meget anvendelig for danske forhold, da vor elforsyning består at mange mindre enheder.

Der var da også store forventninger til en demonstrationsreaktor på 330 MWe, der blev bygget i Hamn (Uentorp).
Kort tid efter opstarten blev den p.g.a. politisk røre imidlertid nedlukket igen. Den ydre anledning var nogle startvanskeligheder med små udslip af helium. Desværre er denne lovende reaktortype under afvikling i hjemlandet.

En del lande har udvist stor interesse for dette koncept, ikke mindst fordi de kan bygges modulært.
I øjeblikket bygger Sydafrika og Kina videre på denne type.

En type baseret på dette koncept er under bygning i Sydafrika – det samme gælder for Kina, der samarbejder med USA om udviklingen.

Japan har en lille HTTR med en arbejdstemperatur på 950 grader C.Det er en 30 MW heliumkølet enhed, der har været i drift siden 1998.
På basis af erfaringerne fra den lille reaktor vil man udvikle en større 600 MWt modul.

Til top

FBR. Formeringsreaktoren. Fast Breeder Reactor

En formeringsreaktor er en reaktor, der producerer mere spalteligt materiale end den selv forbruger.
Der er flere typer, men interessen og udviklingen har navnlig samlet sig om den natriumkølede, hurtige formeringsreaktor (FBR, LMFBR = Liquid Metal Fast Breeder Reactor).
Typen er stor set færdigudviklet, og enkelte anlæg er i drift med endog gode resultater. Nogle er nedlukkede da de er meget dyre i drift – eller p.g.a. tekniske problemer.
En LMFBR har ingen moderator, spaltningerne frembringes af de hurtige spaltningsneutroner, deraf navnet.
Spaltning med hurtige neutroner er noget forskellig fra spaltning med nedbremsede neutroner. Hurtige neutroner indfanges ikke så let i 235U. Der udsendes flere neutroner pr. spaltning og færre af “forsinkede” neutroner.

Det større udbytte af neutroner ved spaltning med hurtige neutroner kan benyttes til indfangning i en U-238 kerne, der omdannes til en fissil Pu-238 kerne. Hvis der produceres mere end en fissil kerne pr. spaltning, kaldes reaktoren for en “breeder” – en formeringsreaktor.

Det er muligt at fremstille en letvandsbreeder med thorium som brændsel, hvilket fremgår af tabellen ovenfor.

Den dårligere neutronindfangning i den hurtige reaktor gør, at der skal anvendes brændsel, der er beriget til ca. 20% fissilt materiale.
Plutonium anvendes ofte sammen med 235U, idet det er et meget anvendeligt brændsel denne reaktortype. Plutonium udsender lidt flere neutroner pr. spaltning end 235U. Det samme gælder i øvrigt for 233U konverteret fra Thorium.
I en breeder består brændslet af 238uran tilsat 15-30% 239/241plutonium. Det nydannede plutonium afsættes dels i brændselselementerne, hvor noget af det brændes op sammen med det oprindelige – dels i reflektormaterialet, hvor det stort set blot oplagres.
fbr
Formeringen sker i en neutronreflektor breeding blanket, der består af en tætpakket struktur af et tungt metal af depleteret eller udarmet uran, der stammer fra berigningsprocessen og indeholder mindre U-235 end natururan. I denne reflektor udvikles en betydelig varme, derfor indgår reflektoren da også i selve kølekredsen.

Men en optimal arrangement af brændslet kan neutronfordelingen i reaktoren styres således, at det totale antal af de parasitisk absorberede neutroner i 238U er større end antallet af de neutroner, der fremkalder spaltninger. Sammenlagt produceres flere fissile atomkerner end der spaltes. Den specielle ved fast breederen er den, at det er muligt af få opbrændt næsten al det uran, men begyndte med. Man skal dog gennem adskillige trin med mellemliggende separation og nyfabrikation inden al uranen er brændt op.

Selvom reguleringen af den hurtige formeringsreaktor skal ske noget hurtigere end ved letvandsreaktorerne, har styringen af den hurtige reaktor ikke voldt nogen praktiske problemer.
Der er en vis, selvregulerende virkning i det forhold, at en forøget reaktortemperatur bevirker en dårligere neutronindfangning, hvilket giver en vis selvregulerende effekt.
Fordoblingstiden er i praksis omkring 15-20 år – dvs. den tid det tager at frembringe lige så meget nyt fissilt materiale, som reaktoren oprindeligt indehold.

Til bombeformål er det dannede plutonium derimod ikke egnet, idet indholdet af isotopen Pu-240 er for stort til at det kan anvendes uden det skal gennem en isotopseparations-proces.
Typen er meget omdiskuteret. Mange mener, at den kan eksplodere som en atombombe. Det er ikke rigtigt idet den indeholder under 30-40% spalteligt materiale der er grænsen for den fysiske mulighed for at fremstille bomber.
Man kan derimod få en eksplosion, hvis vand komme i kontakt med det flydende natrium. For at undgå dette er rørene, der fører kølemidlet, dobbelte og mellem rummet er fyldt op med kvælstof.
Man indfører et ekstra natriumkredsløb for at undgå at det radioaktive natrium i det primære kredsløb kan komme i kontakt med vandet i dampgeneratorerne ved brud i ledningerne.
Sker der uheld det sekundære natriumkredsløb, vil det ikke have indflydelse på det primære system, hvor det radioaktive natrium befinder sig.

En formeringsreaktor kan ikke eksplodere som en atombombe som prof. Bent Sørensen, RUC, luftede muligheden af i bogen “Med fremtiden som indsats” – en kritisk bog om atomkraft.
Udgangspunktet var her en natriumeksplosion nær ved en tæt koncentration af plutonium skulle kunne frembringe en ukontrolleret kædereaktion i plutoniumindholdet.
Det er en fejlslutning. Dels er en natriumeksplosion svag i forhold til de sprængstoffer, der anvendes i bomber – dels er der langt mellem plutoniumkernerne i forhold til en bombe – og endelig vil en eksplosion sprede materialet. At plutoniummet ikke forefindes som metal, men som en plutoniumoxid gør, at man helt kan udelukke spekulationerne om en kædereaktion ved et uheld. Men en natriumeksplosion er dog en ganske alvorlig hændelse. Der kan sagtens opstå store skader, hvis natrium eksploderer, hvilket sker hvis det får kontakt med vand.

Na + 2 H2O => H2 + Na+ + 2 HO–

Den dannede brint kan eksplodere i nærværelse af ilt. Ved at fylde lokalet med ren kvælstof udelukker man den sidste reaktion.
Reaktortanken er også med dobbelt væg af sikkerhedsmæssige grunde. På grund af natriums høje kogepunkt er det ikke nødvendigt med høje tryk for at undgå dampudvikling i kølemidlet.
Reaktortanken i en hurtig formeringsreaktor er derfor ikke udsat for så store belastninger som en letvands-reaktortank.
Der er ofret så meget på det sikkerhedsmæssige, at typen må antages af være fuldt på højde med andre typer på det sikkerhedsmæssige område.
Nogle fagfolk mener, at formeringsreaktoren er nødvendig for fortsat udvikling af den nukleare industri på grund af risikoen for uranmangel.

 

Andre mener at typen er alt for dyr i opførelse og at produktionen af spalteligt materiale tager for lang tid – fordoblingstiden er typisk 10-20 år. Den franske prototype – Phenix-reaktoren på 250 MW – har i en årrække fungeret godt. Et meget stort anlæg, Super Phenix på 1200 MWe blev efter nogle meget kostbare tekniske uheld lukket ned – det samme gælder for prototypen, der dog har fået tilladelse til at restarte – ikke med det formål at skaffe fissilt materiale, men at forske i transmutation – en proces, hvor man kan formindske levetiden på visse radioisotoper.

I Rusland er det hidtil største anlæg i gangsat i 1980 – (Bjeloyarsk -600 MW).
I Storbritannien er en prototype på 25 MW lukket ned.
Tilbage er enkelte anlæg i Japan.

Til top

VVER – den russiske trykvandsreaktor

 

vver
Den russiske trykvandsreaktor, der findes i en række lande.
Typen er ikke forsynet med en gastæt indeslutning (Containment), men nøjes med en indeslutning af beton.
Denne type har kørt tilfredsstillende og må anses for sikkerhedsmæssigt i orden, blot den udstyres med en gastæt indeslutning aht. evt. miljømæssige konsekvenser ved uheld.
På det seneste har Indien ordret 2 enheder af denne type (2 x 1000 MWe ved Kudanankulam). Yderligere to stk. er under overvejelse.
Der arbejdes med at udvikle en 1500 MWe type.
Kilde: NucNet business news #96/01.

Til top

RBMK

 

RMBK
Den russisk designede type RBMK– typen, er en letvandskølet og grafitmodereret reaktor.
Typen er udviklet med baggrund i en plutoniumproducerende type.
Brændslet er lavt beriget uran. Kølevandet cirkulerer i rør udenom brændsel og grafitmoderatoren. Da vand samtidig er en udmærket moderator er typer overmodereret, hvilket gør den ustabil – dvs. den har en positiv temperatur og void-effekt. Det forhold blev der fra vestlig side advaret meget stærkt imod på et møde i 1968, hvor russerne præsenterede konceptet – senere gentog man advarslen i 1978, kort forinden man påbegyndte reaktorerne.
De store typer i bl.a. Litauen – Ignalina-værkerne – blok 1 og 2 – er af denne type. De er kaldt verdens største atomreaktorer, da deres nominelle effekt er på 1500 MW. Imidlertid er de ikke godkendt til mere end kørsel med ca. 80% af den maksimale effekt, så der er adskillige reaktorer, der er større.
Reaktoren er sikret med en betonbygning, men er som alle andre russiske værker ikke forsynet med den gastætte skal, som alle vestlige reaktorer er forsynet med.
Sikkerheden er derfor af langt lavere standard end de vestlige værker.
Ignalina I er nedlukket – blok II nedlukkes om få år.


En RBMK-reaktor har indbygget en positiv energikoefficient. Dvs. at fissionsprocesserne øges når temperaturen falder.
De vestlige advarsler viste sig senere at være yderst velbegrundende, da Tjernobyl-reaktoren eksploderede, da der dannedes store mængder knaldgas p.g.a. fejlhåndtering under nedlukning p.g.a..
Typen er designet således, at der kan skiftes brændselselementer under driften. Det giver en bedre udnyttelse, men giver også store muligheder for at producere plutonium til bombeformål.

Til top

EPR – European Pressurised Water Reactor

Et nyt koncept, udviklet af Tyskland og Frankrig, stilles der store forhåbninger til.
Epri Finland
Det er denne type. som Finland har bestemt sig til som deres 5. reaktor. Den får en elektrisk effekt på 1600 MWe, hvilket gør den til verdens største atomkraftværk. Dog kun så længe Frankrigs egen EPR bliver klar, den bliver en smule større.
Typen er designet med følgende fordele:

  • Levetid på 60 år
  • Forbedret udnyttelse af brændslet
  • med en stærkt forbedret udnyttelse af brændslet.
  • højere udnyttelsesgrad
  • forebyggelse af kernenedsmeltning
  • længere mellem brændselsskift – 12-24 måneder
  • simplere og bedre sikkerhedsudstyr
  • mindre produktion af radionucleider = mindre affaldsmængder.

Til top

Thoriumbaserede reaktorer

har fået stigende interesse de senere år, dels er thoriumressourcerne meget store, dels er der visse fordele med mindre affald og mindre risiko for spredning af atomvåben.
Der er anlæg under opførelse i Indien, Sydafrika og Kina.
Thorium anses af mange som fremtidens brændsel for fissionskraftværker.
Thorium er ikke fissilt, men ved neutronbestråling omdannes det til det fissile U233

I Indien bygges en anden type, hvor den første kerne anvender plutonium-239 til at omdanne thorium til U-233.
Thorium omdannes ved neutronbeskydning af det fissile U-233, der ved spaltning frigør flere neutroner end U-235. Det gør det muligt at udvikle en letvandsbreeder og derved sikre fissilt materiale i ubegrænsede mængder.
Der er flere metoder til at foretage omdannelsen af Th-232 til U-233. I Indien satser man på at benytte plutonium i den første brændselsladning af reaktoren, hvor der så produceres U-233 nog til den fortsatte drift.

Lidt kildemateriale:

 

Til top

Avancerede typer på vej

PBMR – (Pebble Bed Modular Reactor)

PBMR _ reaktoren er en videreudvikling af den tyske højtemperaturreaktor THTR for Syd Afrika.
Typen er kompakt og meget fleksibel, idet den kan bygges op i moduler.
Brændslet består af tennisboldstore grafitkugler med ca. 15.000 uranpartikler coated med silicon carbon barriere, så af hverken gasser eller andre radioaktive dele kan undslippe. Uranbrændslet er beriget op til ca. 8%. Reaktoren fyldes op med 440.000 brændselskugler, som indeholder både det fissile materiale og moderatoren.
Brændslet kan skiftes under driften – man tager afbrændte brændselskugler ud forneden og fylder frisk materiale op foroven.
Der anvendes helium som transportør af varmeenergien.
Reaktoren kan fysisk set ikke nedsmelte – selv ved et totalt havari. Derfor behøver man ikke de komplicerede aktive sikkerhedssystemer, som kendes fra de traditionelle typer.
I stedet for stål anvendes forspændt beton som reaktorbeholder.

Typen kræver langt mindre vedligehold end letvandsreaktorer.

PBMR konstruktionen er planlagt til opstart i 2007.
Mitsubishi Heavy Industries Ltd. har annonceret, at de vil udvikle en helium-drevet turbogenerator.

ABWR – (Advanced Boiling Water Reactor)

ABWR- typen er en avanceret kogendevanddsreaktor fra General Electric (GE), Toshiba og Hitashi. Typen er godkendt af NRC.
Hitachi Ltd. og Toshiba Corp har bygget 2 enheder af typen, der således er i drift.
Der er foretaget en lang række ændringer der dels skulle give en forbedret kontrol og større sikkerhed.
Reaktorbeholderne med brændslet er designet til 60 års drift.
Forbedringerne går især på forbedret styring af kontrolstængerne, digitalisering af instrumenteringen, fiberoptik til datatransmission, kontrolrummets design er ændret.
Sikkerhedssystemerne er forenklet etc.

AP600, AP1000 m.fl.

Typen 1000 MWe er udviklet af Westinghouse og BNFL. Det er en avanceret trykvandsreaktor med simplere sikkerhedsudstyr.
Begge typer er godkendte af NRC.

Klip fra Westinghouses hjemmeside:

Simplified Plant Systems

The Westinghouse AP600 design simplifies plant systems and significant operation, inspections, maintenance, and quality assurance requirements by greatly reducing valves, pumps, piping, HVAC ducting, and other complex components. The AP600 safety systems are predominantly passive, depending on the reliable natural forces of gravity, circulation, convection, evaporation, and condensation, instead of AC power supplies and motor-driven components.

ESBWR

Evolutionary Simplified Boiling Water Reactor er en avanceret kogendevandsreaktor fra General Electric.
Typen er under NRC´s godkendelsesprocedure.
En videreudvikling af ABWR med flere passive og simple sikkerhedssystemer, som billiggør den i forhold til ABWR-typen.
Reaktoren er på 1400 MWe.

ACR-700 og ACR-1000

Advanced CANDU Reactor. ACR-700 er en avanceret udgave af CANDU-reaktoren af samme størrelse, ACR-1000 er en større udgave af ACR-700
ACR-700 typen er under NRC´s godkendelsesprocedure.
Denne reaktor afviger fra det normale design ved, at brændslet er beriget til 2%, der anvendes tungtvand til moderator men letvand i det sekundære kølesystem.
Reaktorerne er optimeret til kortere byggetid og lavere anlægspriser.

ALMR – Advanced Liquid Metal Reactor

Power Reactor Innovative Small Module – PRISM – eller ALMR, er en hurtig reaktor, men den er ikke designet til at formere større mængder af plutonium.
Reaktoren opbygges i 3 moduler med 3 reaktorer ª ca. 160 MWe – i alt 1440 MWe.

Gas Turbine Modular Helium Reactor (GT-MHR)

En højtemperatur heliumkølet reaktor fra General Atomic i USA.
Fra deres hjemmeside følgende klip:
Designer. The Gas Turbine Modular Helium Reactor (GT-MHR) is being developed by General Atomics. The GT-MHR is based on High-Temperature Gas Reactor (HTGR) designs built as experimental reactors in the United Kingdom and Germany in the 1960s, as demonstration reactors in the United States in the 1970s, and as a commercial reactor in Germany in the 1980s.
There are both similarities and differences between this reactor and the Pebble-Bed Modular Reactor (PBMR). More information can be found on the General Atomics Web site.
Modular and medium-sized. Each GT-MHR 285 megawatt reactor is small enough to be mass-produced in standardized units, reducing capital costs, but is larger than the PBMR unit, adding an economy of scale.
In fact, 285 MW is the maximum size that can be deployed while retaining maximum safety characteristics, that is, meltdown-proof safety.
Like the PBMR, multiple GT-MHR units can also be operated from a single control room.
Below-ground construction for safety.
Unlike the PBMR, the GT-MHR reactor and power conversion steel pressure vessels are housed below ground in a concrete building.
Above ground are the refueling machinery and auxiliary operating systems. Such a configuration significantly reduces risk from such man-made dangers as airplane crashes and such natural disasters as hurricanes.
Self-contained fuel particles within fuel element blocks. The fuel pebbles of the PBMR are actually based on the General Atomics fuel particle design developed in the 1950s and adapted for the GT-MHR unit.
The GT-MHR uses tiny, spherical fuel particles with a uranium or plutonium core coated with silicon carbide and other materials that prevent all radioactive fission products from escaping.
Both coatings of the GT-MHR fuel particles and the PBMR fuel pebbles will withstand maximum accident temperatures.
GT-MHR fuel particles are shaped into fuel rods the size of a human finger, which are stacked into a column and then inserted vertically into a graphite hexagonal fuel element block one foot wide and three feet long.

The GT-MHR has a three-year operating fuel cycle, whereby half of the reactor core’s fuel is replaced every 18 months with the reactor shut down. By contrast, the PBMR has continuous refueling with the reactor in operation.

IRIS – (International Reactor Innovation Secure)

Generation IV trykvandsreaktor fra Westinghouse. Typen er under godkendelsesprocedure i NRC.
Fra deres hjemmeside et klip:
These reactors will probably be deployed by 2030 and are expected to be highly economical, incorporate enhanced safety, produce minimal waste, and be impervious to proliferation.
The International Reactor Innovative & Secure (IRIS) project reactor is the Generation IV reactor furthest along in development.
It is a light-water reactor (LWR) incorporating advanced engineering to increase safety and reduce operational costs.
Another Generation IV reactor is the gas turbine modular helium reactor (GT-MHR) that has passive safety features and is gas-cooled.

Til top

System 80+

Denne type er designet til at kunne anvende plutoniumbrændsel. I USA anvendes en del plutonium fra russiske demonterede atomsprængladninger.
System 80+ er en trykvandsreaktor med avancerede sikkerhedssystemer indbygget.
Typen er godkendt af NRC.

4. generationstyper på tegnebrædtet

MSR – Molten Salt Reactor.

I Molten-salt MSR (Smeltet-salt-reaktor) reaktorer, sker spaltningsprocesserne i et brændselsmateriale af smeltet salt.
Ved passende valg af materiale kan man samtidig få en effektiv varmetransport og et så lille tryk, at kravene til materialerne i beholderne bliver langt mindre end i nutidens reaktorer.
Saltet består af en blanding af svovl-, zirkonium- og uran-fluorider.
Køletemperaturen vil ligge omkring 700 – 800 °C, hvilket giver en større termisk virkningsgrad end de traditionelle typer.
Billedet viser et lille udpluk af reaktoren – varmeveksler og turbinen er ikke med.
(INEL)

IFR – Integral Fast Reactor.

Grundlæggende IFR funktioner:

(1) Der er tale om et lukket kredsløb, hvor man udnytter ca. 99% af energien i uran brændstof.

(2) IFR producerer relativt små beløb radioaktivt affald med mindre end 300 års toksiditet, sammenlignet med langt større mængder af affald fra de traditionelle reaktorer med lange levetoder for det radioaktive affald.

(3) En elektrokemisk “pyroprocessor” kan integreres med en hurtig reaktor i en lukket proces, der adskiller “brugt” FR brændstof ind “fissionsprodukt” affald og nye isotoper brændstof vil blive genbrugt i denne formeringsreaktor.

(4) Denne genbrug proces kan gentages, indtil 99% af den oprindelige uran energi er omdannes til elektrisk strøm.

(5) Pyroprocessing ikke adskille højradioaktive isotoper produceret under IFR genbrug der kan bruges til atomvåben.

(6) Hvis metaldele i IFR-brændstoffet overophedes af en eller anden grund, udvider det og reducerer dens tæthed, hvorved kædereaktionen ophører.
Herved lukkes reaktoren automatisk.funktion.

IFR-systemer er en lukket cyklus atomreaktor, der recycler uranbrændstoffet, hvorved IFR er mere end 100 gange så effektiv i sin brug
af uran brændstof i forhold til enhver letvandsreaktor.
Det skyldes en elektrokemisk oparbejdning – “pyroprocessing” – af de brugte brændselselementer.

GFR, LFR, SFR, SCWR, VHTR

GFR – Gas-cooled Fast reactor.
Gaskølet reaktor uden moderator

LFR – Lead-cooled Fast reactor.
En blykølet reaktor uden moderator

SFR – Sodium-cooled Fast reactor.
En natriumkølet reaktor uden moderator

SCWR – Super Critical-Water-cooled Reactor.
Superkritisk vandkølet raktor

VHTR – Very High Temperature reactor.
En reaktor med meget høj arbejdstemperatur på ca. 1000 ° C.

Bly eller Bismuth-kølet reaktor (Idaho)
Natriumkølet reaktor (Idaho)

Til top

Reaktorer i skibe og u-både

Atomdrevne fartøjer i den civile skibsfart kan ikke konkurrere økonomisk med den konventionelle skibsfart. Interessen for at udvikle passende atomreaktorer i skibsfarten har først og fremmest ligget hos den militære sektor.
Kravene til en skibsreaktor er først og fremmest, at den skal være kompakt. Det krav opfyldes bedst af trykvandsreaktoren, der sikkert af den grund fik et udviklingsforspring frem for andre typer, og er den dominerende type på markedet.
Russerne var de første med isbryderen Lenin, der havde ikke mindre end 3 trykvandsreaktorer – den ene som reserve. Et par andre fulgte hurtigt efter.
I vesten er der kun få civile atomdrevne skibe – det drejer sig bl.a. om den amerikanske Savannah med en reaktor på 74 MW (20.300 HP)
Den tyske Otto Hahn, der har en effekt på ca. 38 MW, driver skruen med en effekt på ca. 7.5 MW – ca. 10.000 HK. Japan havde problemer med Mutsu.


Det er dog u-både, hangarskibe og krydsere, der tegner sig for hovedpartens drives med atomreaktorer.
I u-både er der store fordele, da reaktorerne bruger ikke ilt som forbrændingsmotorerne gør, atomdrevne u-både kan holdes neddykket i månedsvis uden at skulle have brændstof ombord. De mest moderne typer kan sejle i mange år, før der skal skiftes brændsel.


De store amerikanske hangarskibe drives af 2 reaktorer:
USS Enterprise,  Nimitz,   Dwight D. Eisenhower,  Carl Vinson,  Theodore Roosevelt,
Abraham Lincoln,  George Washington,  John C. Stennis   Ronald Reagan – alle af NIMITZ-klassen:
Længde 333 m, Fly-dækbredden 78 m, fly-dækkets størrelse ca. 4500 m², dæk på 18.000 m² Deplacement ca 100.000 tons. Fart 35 knob.


Den russiske Ural (Kapusta Class) med 66.500 HP.
Den franske FS Charles De Gaulle (R91) har 76.200 HP.

Til top

Kilde: Nuclear Engineering International handbook

Små reaktorer og 4G -reaktorer

Til top

USA – nukleare anlæg

USA nukleare anlæg