b'\n_START_ARTICLE_\nReaktorji IV. generacije\n_START_PARAGRAPH_\nReaktorji IV- generacije (Gen IV) so teoreti\xc4\x8dni reaktorji, ki so trenutno v fazi raziskovanja. Ve\xc4\x8dina konceptov ne bo pripravljena za konstrukcijo pred letom 2030. Reaktorji, ki trenutno obratujejo po svetu so druge ali tretje generacije, starej\xc5\xa1i prve generacije pa so \xc5\xbee nekaj \xc4\x8dasa upokojeni. Reaktorji pete generacije so reaktorji, ki naj bi bili mogo\xc4\x8di v prihodnosti z razvojem novih tehnologij.\n_START_SECTION_\nTipi reaktorjev\n_START_PARAGRAPH_\nSprva je bilo predlagano ve\xc4\x8d reaktorjev, pozneje se je seznam skr\xc4\x8dil na najbolj optimalne, ki bi ustrezali GEN IV iniciativi. Trije tipi so termi\xc4\x8dni, trije tipi pa hitri reaktorji. VHTR (ang. Very High Temperature Reactor) naj bi omogo\xc4\x8dil termokemi\xc4\x8dno proizvodnjo vodika pri visoki temperaturi. Hitri reaktorji naj bi proizvedli ve\xc4\x8d cepilnega (fisilnega) materiala, kot se ga porabi. Proizvedeni fisilni material, bi potem lahko uporabili obstoje\xc4\x8di termi\xc4\x8dni reaktorji. Hitri reaktorji bi lahko tudi transmutirali odpadke.\n_START_SECTION_\nTermi\xc4\x8dni reaktorji\n_START_PARAGRAPH_\nTermi\xc4\x8dmi reaktor uporablja po\xc4\x8dasnej\xc5\xa1e - termi\xc4\x8dne nevtrone. Moderator upo\xc4\x8dasni nevtrone, tako obstaja ve\xc4\x8dja mo\xc5\xbenost da jih gorivo absorbira.\n_START_SECTION_\nVisokotemperaturni reaktor\n_START_PARAGRAPH_\nVHTR (Very-high-temperature reactor) je koncept, ki uporablja grafit kot moderator , za hlajennje pa teko\xc4\x8do sol ali helij. Temperatura izhodnega medija naj bi dosegla 1000 \xc2\xb0C. Jedro reaktorja bo prizmati\xc4\x8dni blok ali pa bo jedro v obliki kroglic (ang. pebble). Visoka temperatura se bo lahko poleg proizvodnje elektrike uporabljala za termokemi\xc4\x8dno (jod-\xc5\xbeveplov postopek) proizvodnjo vodika. Reaktor je zasnovan s pasivnimi varnostnimi ukrepi._NEWLINE_Konstrukcija prvega VHTR - ju\xc5\xbenoafri\xc5\xa1kega PBMR (pebble bed modular reactor) se je ustavila zaradi pomanjkanja sredstev._NEWLINE_Kitajska je za\xc4\x8dela z gradnjo 200-MWe Visokotemperaturnega reaktorja s krogli\xc4\x8dnim gorivom, ki bo naslednik HTR-10._NEWLINE_Leta 2012, na tekmovanju za reaktor naslednje generacije (Next Generation Nuclear Plant), je Idaho National Laboratory odobril Arevin koncept prizmati\xc4\x8dnega bloka  HTGR (High Temperature Gas Reactor) in naj bi bil izdelan do leta 2021. Predloge so ponudili tudi pri General Atomics in Westinghouse.\n_START_SECTION_\nReaktor na teko\xc4\x8do sol (MSR)\n_START_PARAGRAPH_\nReaktor na teko\xc4\x8do sol (MSR) (ang. Molten Salt Reactor) je tip jedrskega reaktorja, pri katerem je hladivo me\xc5\xa1anica teko\xc4\x8de soli, v me\xc5\xa1anici je lahko tudi jedrsko gorivo. Obstaja veliko na\xc4\x8drtov za ta reaktor z nekaj prototipi. Prvi koncepti so uporabljali gorivo uranov tetrafluorid ali pa torij v me\xc5\xa1anici soli. Ta teko\xc4\x8dina bi dosegla kriti\xc4\x8dne pogoje, ko bi tekla v grafitno jedro in bi se hkrati moderirala. Prednost te izvedbe so visoke temperautre delovnega medija brez vrenja. Gen IV MSR je v bistvu epitermi\xc4\x8dni reaktor, ne termalni, zaradi visoke povpre\xc4\x8dne hitrosti nevtronov, ki so hitrej\xc5\xa1i od termi\xc4\x8dnih nevtronov. _NEWLINE_LFTR (liquid fluoride thorium reactor) tudi lifter je termi\xc4\x8dni oplodni reaktor na teko\xc4\x8do sol, ki uporablja torijski cikel. Teko\xc4\x8da sol je iz fluorida in dose\xc5\xbee visoke temperature pri atmosferskem tlaku.\n_START_SECTION_\nReaktorji hlajeni s superkriti\xc4\x8dno vodo (SCWR)\n_START_PARAGRAPH_\nReaktorji hlajeni s superkriti\xc4\x8dno vodo je nov tip reaktorja s pove\xc4\x8danim termodinami\xc4\x8dnim izkoristkom, ker uporablja vodo pri vi\xc5\xa1jih parametrih. Temperatura superkriti\xc4\x8dne vode je nad 647,096 Kelvinov in tlak nad 22,064 MPa (217 atmosfer). Hitrost nevtronov je vi\xc5\xa1ja kot pri termi\xc4\x8dnih nevtronov, zato oznaka epitermi\xc4\x8dni reaktor. Druga\xc4\x8de so podobni lahkovodnim reaktorjem (LWR), le z vi\xc5\xa1jim tlakom in temperaturo hladiva, ki je superkriti\xc4\x8dna voda. SCWR reaktorji uporabljajo en (direktni) cikel kot vrelnodovni reaktorji (BWR) vendar je superkriti\xc4\x8dna voda v samo eni fazi, zato so v tem pogledu bolj podobni tla\xc4\x8dnovodnim reaktorjem (PWR). Delujeo pri vi\xc5\xa1jih temperaturah kot PWR in BWR. Izkoristek je 45% v primerjavi s trenutnimi lahkovodnimi reaktorji - 33%._NEWLINE_SCWR naj bi ob\xc4\x8dutno zmanj\xc5\xa1al stro\xc5\xa1ke proizvodnje energije, predvsem bi porabil manj jedrskega goriva. Uporabil bi deloma \xc5\xbee obstoje\xc4\x8do tehnologijo superkriti\xc4\x8dnih uporjalnikov, ki se \xc5\xbee uporablja v nekaterih termalnih elektrarnah.\n_START_SECTION_\nHitri reaktorji\n_START_PARAGRAPH_\nHitri reaktorji uporabljajo visokohitrostne nevtrone (rusko: Bistrij Nevtroni) brez moderacije. Lahko tudi zmanj\xc5\xa1ajo frakcijo aktinidov v porabljenem gorivu iz termi\xc4\x8dnih reaktorjev. Lahko pa jih konfiguriramo kot oplodne reaktorje in v tem primeru generirajo ve\xc4\x8d goriva kot ga porabijo. Z njimi lahko teoreti\xc4\x8dno porabimo ves uran (ne samo 0,72% U\xc2\xb2\xc2\xb3\xe2\x81\xb5) in tako pove\xc4\x8damo zaloge uporabnega jedrskega goriva ve\xc4\x8d kot stokrat.\n_START_SECTION_\nPlinsko hlajeni hitri reaktor (GFR)\n_START_PARAGRAPH_\nPlinsko hlajeni hitri reaktor je koncept, ki uporablja hitre nevtrone za "\xc5\xbeganje" aktinidov ali pa proizvodnjo novega jedrskega goriva. Reaktor je hlajen s helijem z izhodno temperaturo 850 \xc2\xb0C, ki potem \xc5\xbeene plinsko turbino z Brajtonovim ciklom. Izkoristek je zaradi velike temperature precej ve\xc4\x8dji kot dana\xc5\xa1nji reaktorji. Gorivo je prilagojeno visoki temperaturi (npr. kerami\xc4\x8dno gorivo).\n_START_SECTION_\nHitri reaktor hlajen z natrijem (SFR)\n_START_PARAGRAPH_\nHitri reaktor hlajen z natrijem (Sodium-Cooled Fast Reactor - SFR) je tip reaktorja hlajen s teko\xc4\x8dim natrijem, ki uporablja tehnologijo hlajenja s teko\xc4\x8do kovino (Liquid Metal Fast Breeder Reactor - LMFBR) in (Integral Fast Reactor - IFR) Cilj je pove\xc4\x8dani izkoristek z uporabo oplodnih reaktorjev, ki proizvajajo plutonij. Reaktor deluje na nemoderiranem jedru in hkrati tudi "\xc5\xbege" transuranske elemente (aktinide), tako zmanj\xc5\xa1a koli\xc4\x8dino dolgo radioaktivnega odpadnega goriva. \xc4\x8ce se pove\xc4\x8da temperatura reaktorja, se gorivo raz\xc5\xa1iri in se avtomatsko upo\xc4\x8dasni reakcija - pasivna nuklearna varnost. SFR reaktor je hlajen s teko\xc4\x8dim natrijem, gorivo je lahko kovinska litina urana in plutonija ali pa porabljeno jedrsko gorivo iz termi\xc4\x8dnih reaktorjev. Velik problem je eksplozivna reakcija natrija, \xc4\x8de pride v kontakt z vodo. Prednost je, da je hladivo pri atmosferskem (nizkem) tlaku, tako je manj\xc5\xa1a mo\xc5\xbenost pu\xc5\xa1\xc4\x8danja._NEWLINE_Kitajska gradi svoj prvi veliki SFR reaktor (800MWe) v kraju Sanming. Rusi bodo dobavili tehnologijo iz BN-800 in bo prvi primer, ko gre za izvoz tehnolgije za hitre reaktorje._NEWLINE_V Indiji gradijo Prototype Fast Breeder Reactor - PFBR, 500MWe enoto, ki naj bi bila v uporabi 2014/2015.\n_START_SECTION_\nHitri reaktor hlajen s svincem (LFR)\n_START_PARAGRAPH_\nHitri reaktor hlajen s svincem. (Lead-cooled Fast Reactor - LFR) je predlagan tip reaktorja hlajen z naravno konvekcijo svinca. Temperatura bo 550 \xc2\xb0C, mogo\xc4\x8de do 800 \xc2\xb0C. Visokotemperaturna razli\xc4\x8dica se bo lahko uporabila za termokemi\xc4\x8dno proizvodnjo vodika. Na voljo bo v ve\xc4\x8d velikostih od 50-150MWe, 300-400MWe in ve\xc4\x8dji 1200MWe.'