I reattori nucleari di IV generazione (Gen. IV) sono reattori nucleari a fissione classificabili in 6 tipi selezionati dal GIF (Generation IV International Forum), questi reattori permetteranno di:

usare il combustibile in modo significativamente più efficiente minimizzare la produzione di scorie riducendone anche la durata abbassare i costi e il livello di rischio finanziario aumentare ancora di più il livello di sicurezza in caso di incidenti gravi minimizzare i rischi di proliferazione nucleare

Questi reattori sono ancora allo stadio di prototipo, esperimento e dimostrazione, ma si ritiene che la commercializzazione inizierà nel 2030.

Al momento sono operativi quattro reattori sperimentali considerabili tecnologicamente simili a come saranno i reattori di IV generazione: Beloyarsk-4 (BN-800), Beloyarsk-3 (BN-600) e 2 reattori a Shidao Bay-1 (HTR-PM).

Pro e contro A differenza dei reattori di seconda generazione (la stragrande maggioranza di quelli attualmente in funzione) e terza generazione (attualmente proposti sul mercato e realizzati o ordinati nei tre tipi EPR, ABWR e AP1000), quelli di quarta generazione dovrebbero introdurre marcate differenze soprattutto nei materiali impiegati, pur continuando a usare come materiale fissile principalmente uranio e plutonio.

Gli obiettivi primari del Forum 4ª gen. sono quelli di migliorare la sicurezza nucleare, ridurre la produzione di scorie nucleari, sottrarsi alla proliferazione nucleare (uso militare), minimizzare gli sprechi e l'impiego di risorse naturali e diminuire i costi di costruzione e di esercizio di tali impianti. Secondo i promotori, questi sistemi offrirebbero significativi vantaggi di redditività economica, riduzione delle scorie nucleari prodotte, eliminazione del plutonio impiegabile in armi nucleari e protezione fisica sia passiva sia attiva dell'impianto. Naturalmente, l'effettivo raggiungimento di tali obiettivi dovrà essere verificato sul campo.

Tuttavia, i sistemi nucleari innovativi allo studio per l'uso nella IV generazione richiedono nuovi strumenti per la valutazione del loro impatto economico, dal momento che le loro caratteristiche differiscono significativamente da quelli presenti negli impianti di II generazione e di III generazione. I modelli econometrici attuali non sono fatti per valutare i costi di tecnologie nucleari alternative o dei loro sistemi integrati ma piuttosto per confrontare i costi dell'energia nucleare con quella dei combustibili fossili.

Inoltre, il GIF ritiene che questi prototipi non saranno disponibili per l'impiego commerciale prima del 2030.

Tipi di reattore Molti tipi di reattore sono stati considerati all'inizio del programma GIF; comunque, la lista è stata ridotta per focalizzarsi sulle tecnologie più promettenti e soprattutto su quelle che potevano più probabilmente soddisfare gli obiettivi dell'iniziativa Gen IV.

Tre sistemi sono nominalmente reattori termici e altri tre sono reattori autofertilizzanti a neutroni veloci. Alcuni possono essere teoricamente implementati come termici o come veloci.

Il sistema VHTR è inoltre studiato per la capacità teorica di generare calore di alta qualità (cioè ad altissima temperatura) per la produzione d'idrogeno impiegabile forse in un futuro nelle celle a combustibile o per altre applicazioni industriali. Tuttavia, non ha un ciclo del combustibile chiuso.

I reattori a neutroni "veloci" offrono la possibilità di "bruciare" molti tipi di elementi della serie degli attinidi e di produrre più combustibile nucleare di quello che consumano.

+ Panoramica dei sistemi di IV Generazione Sistema Spettro neutronico Fluido refrigerante Temperatura di uscita °C Ciclo combustibile Potenza (MWe) VHTR (Very-high-temperature reactor) Termico Elio 900-1000 Aperto 250-300 SFR (Sodium-cooled fast reactor) Veloce Sodio 500-550 Chiuso 50-150 300-1500 600-1500 SCWR (Supercritical-water-cooled reactor) Termico/veloce Acqua 510-625 Aperto/chiuso 300-700 1000-1500 GFR (Gas-cooled fast reactor) Veloce Elio 850 Chiuso 1200 LFR (Lead-cooled fast reactor) Veloce Piombo 480-570 Chiuso 20-180 300-1200 600-1000 MSR (Molten salt reactor) Termico/veloce Sali di fluoruro 700-800 Chiuso 1000

Reattori termici Very-high-temperature reactor (VHTR)

Il concetto di reattore nucleare a temperatura molto alta (VHTR, acronimo di Very High Temperature Reactor) usa un nocciolo con grafite come moderatore e un ciclo di uso dell'uranio a singolo passaggio (quindi il ciclo del combustibile non è "chiuso"). Per questo progetto di reattore si prevede una temperatura di uscita del refrigerante di circa  °C. Il nocciolo del reattore può essere sia una pila di blocchi prismatici in grafite (rivestita o meno da ceramiche ad alta resistenza termica e meccanica) oppure un insieme di sfere di grafite multistrato contenente il combustibile all'interno "pebble bed". Le alte temperature consentono applicazioni industriali come la produzione di "calore di processo", ovvero calore utilizzabile per usi chimici, come il cracking o il reforming, oppure la produzione d'idrogeno tramite il ciclo termo-chimico zolfo-iodio.

Molten salt reactor (MSR)

Il reattore nucleare a sali fusi (MSR, acronimo di Molten Salt Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il combustibile è un qualche tipo di sale mantenuto a temperature oltre la propria temperatura di fusione. Sono stati proposti molti progetti per questo tipo di reattore, ma sono stati costruiti pochi prototipi. I primi concetti, così come molti di quelli attuali, prevedono che il combustibile nucleare venga disciolto dentro un fluoruro, come ad esempio il tetrafluoruro di uranio (UF4); il fluido raggiungerebbe la condizione critica fluendo dentro un nocciolo in grafite. Molte delle proposte correnti si affidano all'impiego di combustibile disperso in una matrice di grafite, con il sale fuso che opera da refrigerante, assicurando il raffreddamento a bassa pressione e alte temperature. È stato sperimentato a partire dalla seconda metà degli anni '60 Oak Ridge National Laboratory - Molten Salt Reactor Experience.

Supercritical-water-cooled reactor (SCWR)

Il concetto di reattore nucleare ad acqua supercritica (SCWR, acronimo di SuperCritical Water Reactor) usa l'acqua supercritica come fluido di lavoro. I SCWR sono fondamentalmente reattori ad acqua leggera (LWR - Light Water Reactor) operanti a temperature e pressioni maggiori ai dati critici (374 °C, 22,1 MPa): opererebbero quindi con un ciclo diretto, simile a quello dei reattori ad acqua bollente BWR (Boiling Water Reactor), ma, dal momento che impiegano come fluido termodinamico acqua oltre le condizioni di pressione e temperatura critiche, questa si presenterebbe in un'unica fase, come nel reattore ad acqua pressurizzata PWR (Pressurized Water Reactor). Per definizione, opererebbero a temperature molto più elevate rispetto agli attuali PWR e BWR.

I reattori refrigerati con acqua supercritica (SCWR) sono sulla carta dei sistemi avanzati molto promettenti, perché avrebbero un maggiore rendimento termico (si stima circa il 45% contro il 33% degli attuali LWR) e permetterebbero una notevole semplificazione dell'impianto.

Il principale compito dei reattori nucleari SCWR potrà essere la produzione di elettricità. Derivano da due tecnologie ben collaudate: i reattori LWR, che sono i reattori nucleari di potenza più comunemente impiegati nel mondo, e le caldaie a temperatura/pressione supercritica operanti con combustibili fossili, che sono impiegate in Giappone ed Europa. Attualmente i concetti fondamentali dei reattori SCWR sono approfonditi da 32 organizzazioni in 13 paesi.

Reattori veloci autofertilizzanti (FBR)

Si tratta di reattori privi di moderatore e che sfruttano neutroni veloci. La caratteristica principale consiste nell'autosostentamento (breeding) con produzione da parte dei reattori di materiale fissile (plutonio) in quantità maggiore a quella consumata. Questo non vuol dire che produce più combustibile di quello che usa. In realtà questo reattore sfrutta solo più isotopi radioattivi rispetto al solito uranio, ma comunque il suo combustibile perde gradualmente massa ed è destinato a esaurirsi. Alcuni reattori di ricerca o prototipi sperimentali (ad esempio il francese Superphénix) sono stati realizzati a partire dagli anni '60-'70, ma finora con esiti non positivi (guasti, incidenti, ecc). Sono quindi in fase di studio teorico alcune evoluzioni illustrate nel seguito. I reattori veloci autofertilizzanti sono chiamati, in inglese, Fast Breeder Reactors, da cui la sigla FBR.

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a gas (GFR acronimo di Gas-cooled Fast Reactor) presenta uno spettro neutronico ad alta velocità e un ciclo del combustibile nucleare chiuso per la più efficiente trasmutazione dell'uranio fertile e per la gestione degli attinidi. Il reattore è raffreddato a elio, con una temperatura di uscita pari a 850 °C, che viene impiegato come fluido termodinamico per muovere direttamente una turbina a gas in un ciclo Brayton per consentire un'elevata efficienza termica. Vari tipi e configurazioni del combustibile vengono studiati in base al loro potenziale per operare a temperature molto alte e per assicurare una eccellente ritenzione dei prodotti di fissione: combustibili in ceramiche composite, particelle di combustibile avanzate, o capsule di composti attinidi rivestiti in ceramica. Si studiano configurazioni del "core" che si basano su assemblaggi ad aghi o a piastre degli elementi di combustibile oppure i più tradizionali blocchi prismatici.

Sodium-cooled fast reactor (SFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a sodio, (SFR, acronimo di Sodium-cooled Fast Reactor) è un progetto che si basa su altri due molto strettamente legati, lo LMFBR e il reattore nucleare integrale veloce; ha una stretta parentela con il Superphénix francese.

Gli obiettivi sono l'incremento dell'efficienza nell'uso dell'uranio grazie alle tecnologie autofertilizzanti del plutonio e la eliminazione della necessità di svuotare il reattore degli isotopi transuranici una volta esausto il combustibile. Il reattore usa un core non moderato con spettro neutronico veloce, progettato per bruciare ogni tipo di isotopo transuranico che si possa generare come sottoprodotto della reazione di cattura (e in alcuni casi può caricare questi isotopi come combustibile iniziale). Oltre ai benefici della rimozione degli isotopi transuranici a lunga emivita dal ciclo delle discariche nucleari, il combustibile impiegato dallo SFR si espanderebbe quando il reattore si surriscalda, e dunque la reazione a catena rallenterebbe automaticamente. In questo modo, alcuni scienziati affermano che lo si possa considerare passivamente sicuro.

Lead-cooled fast reactor (LFR)