O fórum internacional Geração IV (em inglês : Fórum Internacional Geração IV , ou GIF ) é uma iniciativa do Departamento de Energia dos Estados Unidos que visa a cooperação internacional no desenvolvimento da chamada quarta geração de sistemas nucleares .
Os reatores atualmente em operação são considerados de Geração II ou III ( EPR , AP1000 ). A primeira geração de reatores corresponde a reatores experimentais e industriais construídos antes de 1970.
Os reatores nucleares da Geração IV encontram-se nos anos 2000-2020 em sua maioria ainda na fase de conceituação , na qual se iniciam as pesquisas coordenadas no âmbito do Fórum Internacional da Geração IV. Em 2006, o comissionamento de um reator comercial baseado em um desses conceitos não estava previsto antes de 2030, data que poderia ser adiada.
Os objetivos dados aos reatores de 4ª geração são:
Surge o conceito de sistema: cada reator deve ser projetado e associado ao seu próprio ciclo de combustível (da fabricação do combustível ao gerenciamento de resíduos) .
O Fórum Internacional da Geração IV deve comparar os diferentes sistemas nucleares possíveis com os critérios acima expostos, levando em consideração todas as particularidades dos diferentes conceitos, além dos modelos técnico-econômicos utilizados para validar os reatores da Geração II e III (ver seção Meios a serem implementados )
A lista original de conceitos de reatores foi, numa primeira fase, reduzida aos conceitos mais promissores de acordo com a análise realizada no âmbito do GIF. No final das contas, seis conceitos foram mantidos para a fase de pesquisa e desenvolvimento:
Dependendo do conceito, aplicações específicas podem ser consideradas além da produção de energia elétrica : produção de hidrogênio , combustão de actinídeos , transmutação , etc. O reator nuclear pilotado por acelerador (ADS) não foi mantido entre os conceitos, seu comissionamento não pode ser previsto até 2030.
O reactor a temperaturas muito elevadas ( reactor de muito alta temperatura , VHTRs) consiste de um coração a moderada grafite . Um gás de transferência de calor ( hélio ) circula ali e aciona uma turbina com um ciclo direto para a produção de eletricidade. Vários combustíveis físseis são possíveis (urânio, plutônio com actinídeos possivelmente menores), com um arranjo prismático ou de leito de cascalho . O coração temperatura de saída do conceito é de cerca de 1000 ° C .
Também pode não haver turbina, mas um trocador recuperando calorias em temperatura muito alta (tHT) fornecendo um processo termoquímico (do tipo iodo-enxofre ) para a produção de H 2 .
Modelos de ciclo com reciclagem múltipla têm sido estudados, mas a possibilidade de atingir altas taxas de combustão leva a favorecer um ciclo com armazenamento direto do combustível irradiado. Em certas variantes do conceito, o desempenho esperado de contenção de combustível do tipo TRISO Possibilitaria a eliminação do invólucro de concreto do reator, o que seria economicamente favorável.
O conceito de reator de água supercrítica é uma tentativa de obter as melhores características dos reatores de água pressurizada (PWR) e reatores de água fervente (BWR) do início dos anos 2000. É um reator de água leve cujo refrigerante / moderador é água supercrítica a uma temperatura operacional e pressão maior do que a dos reatores implantados em 2006. Este conceito, portanto, usa o ciclo direto do BWR e a fase de fluido único do PWR.
Também é inspirado em caldeiras supercríticas a combustível fóssil , destacando-se por sua maior eficiência termodinâmica (45% ante 33% dos PWRs implantados atualmente). Este conceito é amplamente estudado, além dos países participantes do Fórum Internacional Geração 4.
Ele poderia permitir a reprodução moderada, proporcionando assim acesso a reservas de energia cerca de cem vezes maiores do que nos reatores atuais.
O reator nuclear de sal fundido usa sal fundido como refrigerante. Muitas variantes foram estudadas e alguns protótipos construídos. A maioria dos conceitos estudados atualmente é baseada em um combustível dissolvido em um sal fluorado circulando em um núcleo de grafite (que modera os nêutrons e garante a criticidade). Outros conceitos baseiam-se em um combustível disperso em grafite, com o sal atuando como moderador. Variantes inovadoras combinam o reator com uma planta de reprocessamento em linha para extrair continuamente os produtos da fissão.
Os conceitos de reatores rápidos refrigerados a gás baseiam-se em diferentes configurações de combustível (barras, placas, prismáticos), diferentes formas físico-químicas do combustível (em particular à base de cerâmica) e um refrigerante de hélio. A temperatura na saída do núcleo é em torno de 850 ° C. A eletricidade é produzida por uma turbina a gás de acordo com um ciclo de Brayton direto que garante boa eficiência térmica.
O conceito de um reator rápido de refrigeração de chumbo teve um forte desenvolvimento na URSS, em particular por meio do projeto Brest-300 em Seversk. O refrigerante é chumbo metálico ou um chumbo-bismuto eutético , transparente aos nêutrons rápidos. O combustível é metálico ou nitroso e pode conter transurânicos. A circulação do refrigerante no coração ocorre por convecção natural. A temperatura de saída é da ordem de 550 ° C , algumas variantes atingindo 800 ° C .
O conceito de um reator de nêutrons rápido e refrigerante de sódio passou por um forte desenvolvimento e se beneficiou de um feedback significativo da experiência, antes que o contra-choque do petróleo desacelerasse a P&D em energia nuclear. Em sua versão de referência, é baseado em um combustível do tipo óxido baseado em urânio e plutônio (MOX), possivelmente suplementado com actinídeos menores, sendo o refrigerante dos circuitos primário e secundário o sódio . Durante as operações de desmontagem , a etapa de drenagem de sódio é particularmente delicada para este tipo de reator.
Cerca de quinze reatores desse tipo foram construídos em todo o mundo. No final de 2018, apenas o BN-600 e o BN-800 russo e chinês do CEFR permanecem operacionais. No entanto, novos reatores estão em construção, notadamente na Índia ( Prototype Fast Breeder Reactor (en) ) e na China (reator CFR-600 (en) , previsto para 2023). A França trabalhou no projeto Astrid até 2019.
O projeto de uma indústria nuclear depende de três parâmetros principais:
Os setores nucleares inovadores considerados na Geração IV requerem novas ferramentas para sua avaliação econômica , uma vez que suas características diferem significativamente das das instalações nucleares da Geração II e III. Os modelos econômicos atuais não foram projetados para comparar tecnologias ou caminhos nucleares alternativos, mas sim para comparar a energia nuclear com alternativas fósseis. As projeções baseadas em uma estimativa do preço dos recursos naturais (urânio) mostraram seus limites , No caso dos reatores rápidos de nêutrons .
O estado de maturidade dos seis conceitos de reatores de quarta geração é altamente heterogêneo e todos eles levantam, em graus variáveis, questões de segurança envolvendo trabalhos de pesquisa e avanços tecnológicos em comparação com reatores do mesmo tipo já em operação.
Após o desastre de Fukushima em 2011, a motivação dos membros do Fórum Internacional Geração IV diminuiu devido à desaceleração da indústria nuclear e ao boom das energias renováveis em todo o mundo.
O Réseau Sortir du nuclear relembra a “falha” do protótipo do reator Superphénix na França e contesta os aspectos inovadores do projeto Geração IV .
Em março de 2021, os participantes do projeto são:
“Entre 2010 e 2014, a retirada dos 6.000 m 3 de sódio do tanque e do circuito secundário foi uma etapa particularmente delicada neste projeto”