reactor de cuarta generación

Los reactores de Generación IV ( Gen IV ) son tecnologías de diseño de reactores nucleares concebidas como sucesoras de los reactores de Generación III . El Foro Internacional de Generación IV ( GIF ), una organización internacional que coordina el desarrollo de reactores de Generación IV, seleccionó específicamente seis tecnologías de reactores como candidatas para los reactores de Generación IV. ^{[ 1 ] [ 2 ]} Los diseños buscan mejorar la seguridad, la sostenibilidad, la eficiencia y el costo. La Asociación Nuclear Mundial sugirió en 2015 que algunos podrían entrar en operación comercial antes de 2030. ^{[ 3 ]}

No existe una definición precisa de reactor de Generación IV. El término se refiere a las tecnologías de reactores nucleares en desarrollo alrededor del año 2000, cuyos diseños pretendían representar «la forma futura de la energía nuclear», al menos en ese momento. ^{[ 4 ]} Los seis diseños seleccionados fueron: el reactor rápido refrigerado por gas (GFR), el reactor rápido refrigerado por plomo (LFR), el reactor de sales fundidas (MSR), el reactor rápido refrigerado por sodio (SFR), el reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR) y el reactor de muy alta temperatura (VHTR). ^{[ 1 ] [ 2 ]}

El reactor rápido de sodio ha recibido la mayor parte de la financiación destinada a instalaciones de demostración. Moir y Teller consideran que el reactor de sales fundidas , una tecnología menos desarrollada, tiene potencialmente la mayor seguridad inherente de los seis modelos. ^{[ 5 ] [ 6 ]} Los diseños de reactores de muy alta temperatura operan a temperaturas mucho más elevadas que las generaciones anteriores. Esto permite la electrólisis a alta temperatura o el ciclo azufre-yodo para la producción eficiente de hidrógeno y la síntesis de combustibles neutros en carbono . ^{[ 2 ]}

La mayoría de los reactores en operación en todo el mundo se consideran sistemas de reactores de segunda y tercera generación , ya que la mayoría de los sistemas de primera generación han sido retirados. China fue el primer país en operar un reactor de demostración de generación IV, el HTR-PM en Shidaowan , Shandong , ^{[ 7 ] [ 8 ]} que es un reactor de gas de alta temperatura de tipo lecho de guijarros . Se conectó a la red en diciembre de 2023, convirtiéndose en el primer reactor Gen IV del mundo en entrar en operación comercial. ^{[ 9 ] [ 10 ] [ 11 ]} En 2024, se informó que China también construiría la primera central nuclear de sales fundidas de torio del mundo, programada para estar operativa en 2029. ^{[ 12 ]}

El Foro Internacional de la Generación IV (GIF) es una organización internacional cuyo objetivo declarado es "el desarrollo de conceptos para uno o más sistemas de Generación IV que puedan ser licenciados, construidos y operados de manera que proporcionen un suministro de energía confiable y a un precio competitivo... al tiempo que se abordan satisfactoriamente las preocupaciones sobre seguridad nuclear, residuos, proliferación y percepción pública". ^{[ 13 ]} Coordina el desarrollo de tecnologías de Generación IV. ^{[ 2 ]} Ha sido fundamental en la coordinación de la investigación sobre los seis tipos de reactores de Generación IV y en la definición del alcance y el significado del término en sí.

A partir de 2021, los miembros activos incluyen: Australia, Canadá, China, la Comunidad Europea de la Energía Atómica (Euratom), Francia, Japón, Rusia, Sudáfrica, Corea del Sur, Suiza, el Reino Unido y Estados Unidos. Los miembros no activos incluyen Argentina y Brasil. ^{[ 14 ]}

El Foro fue iniciado en enero de 2000 por la Oficina de Energía Nuclear del Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) ^{[ 15 ]} "como un esfuerzo internacional cooperativo que busca desarrollar la investigación necesaria para probar la viabilidad y el rendimiento de los sistemas nucleares de cuarta generación y ponerlos a disposición para su despliegue industrial para 2030". ^{[ 1 ]}

En noviembre de 2013, se publicó una breve descripción general de los diseños de reactores y las actividades de cada miembro del foro. ^{[ 16 ] [ 17 ] [ 18 ]} En enero de 2014 se publicó una actualización de la hoja de ruta tecnológica que detalla los objetivos de I+D para la próxima década. ^{[ 19 ]}

En mayo de 2019, Terrestrial Energy , el desarrollador canadiense de un reactor de sales fundidas, se convirtió en la primera empresa privada en unirse a GIF. ^{[ 4 ]}

En la reunión del foro de octubre de 2021, los miembros acordaron crear un grupo de trabajo sobre aplicaciones no eléctricas del calor nuclear, incluidas las aplicaciones de calor urbano e industrial, la desalinización y la producción de hidrógeno a gran escala. ^{[ 20 ]}

El Foro GIF ha presentado cronogramas de desarrollo para cada uno de los seis sistemas. La investigación y el desarrollo se dividen en tres fases:

• Viabilidad: probar los conceptos básicos en condiciones pertinentes; identificar y resolver todos los "posibles obstáculos técnicos";
• Rendimiento: verificar y optimizar los "procesos, fenómenos y capacidades de los materiales a escala de ingeniería" en condiciones prototípicas;
• Demostración: completar y licenciar el diseño detallado y llevar a cabo la construcción y operación de sistemas prototipo o de demostración. ^{[ 19 ]}

En 2000, GIF declaró: «Una vez completada la fase de rendimiento de cada sistema, se requerirán al menos seis años y varios miles de millones de dólares estadounidenses para el diseño detallado y la construcción de un sistema de demostración». ^{[ 21 ]} En la actualización de la hoja de ruta de 2013, las fases de rendimiento y demostración se retrasaron considerablemente, mientras que no se establecieron objetivos para las fases de comercialización. ^{[ 19 ]} Según GIF en 2013, «Pasarán al menos dos o tres décadas antes del despliegue de sistemas comerciales de cuarta generación». ^{[ 13 ]}

Inicialmente se consideraron muchos tipos de reactores; posteriormente, la lista se refinó para centrarse en las tecnologías más prometedoras. ^{[ 3 ]} Tres sistemas son reactores nominalmente térmicos y tres son reactores rápidos . El reactor de muy alta temperatura (VHTR) puede proporcionar calor de proceso de alta calidad. Los reactores rápidos ofrecen la posibilidad de quemar actínidos para reducir aún más los residuos y pueden generar más combustible del que consumen. Estos sistemas ofrecen avances significativos en sostenibilidad, seguridad y fiabilidad, economía, resistencia a la proliferación y protección física.

reactores térmicos

Un reactor térmico es un reactor nuclear que utiliza neutrones lentos o térmicos . Se utiliza un moderador de neutrones para ralentizar los neutrones emitidos por la fisión y así aumentar la probabilidad de que sean capturados por el combustible.

Reactor de muy alta temperatura (VHTR)

El reactor de muy alta temperatura (VHTR) utiliza un núcleo moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio  de paso único, mediante helio o sales fundidas. Este diseño de reactor prevé una temperatura de salida de 1000 °C. El núcleo del reactor puede ser de bloques prismáticos o de lecho de guijarros . Las altas temperaturas permiten aplicaciones como el calor de proceso o la producción de hidrógeno mediante el ciclo termoquímico de azufre-yodo .

En 2012, como parte de su concurso de plantas nucleares de próxima generación , el Laboratorio Nacional de Idaho aprobó un diseño similar al reactor de bloque prismático Antares de Areva para ser desplegado como prototipo para 2021. ^{[ 22 ]}

En enero de 2016, X-energy recibió una subvención de cinco años de hasta 40  millones de dólares del Departamento de Energía de los Estados Unidos para avanzar en el desarrollo de su reactor. ^{[ 23 ] [ 24 ] [ 25 ]} El Xe-100 es un reactor modular de lecho de guijarros refrigerado por helio, basado en el PBMR sudafricano , ^{[ 26 ]} que generaría 80 MW _e , o 320 MW _e en un 'paquete de cuatro'. ^{[ 27 ]}  

Desde 2021, el gobierno chino opera un reactor de lecho de guijarros de alta temperatura HTR-PM de 200 MW como demostración, sucesor de su HTR-10 . ^{[ 7 ] [ 8 ]}

Reactor de sales fundidas (MSR)

Un reactor de sales fundidas (MSR) es un tipo de reactor donde el refrigerante primario o el combustible mismo es una mezcla de sales fundidas . Funciona a alta temperatura y baja presión. ^{[ 28 ]}

Las sales fundidas pueden utilizarse en reactores térmicos, epitermales y rápidos. Desde 2005, la atención se ha centrado en los reactores de sales fundidas de espectro rápido (MSFR). ^{[ 29 ]}

Otros diseños incluyen reactores integrales de sales fundidas (por ejemplo, IMSR) y reactores rápidos de sales de cloruro fundidas (MCSFR).

Los primeros conceptos de espectro térmico y muchos de los actuales se basan en tetrafluoruro de uranio (UF₄ ₎ o tetrafluoruro de torio (ThF₄ ₎ , disueltos en sal de fluoruro fundida . El fluido alcanza la criticidad al fluir hacia un núcleo con un moderador de grafito . El combustible puede dispersarse en una matriz de grafito. Estos diseños se denominan con mayor precisión reactor epitérmico que reactor térmico debido a la mayor velocidad promedio de los neutrones que causan los eventos de fisión. ^{[ 30 ]}

El reactor MCSFR prescinde del moderador de grafito. Alcanza la criticidad utilizando un volumen suficiente de sal y material fisionable. Puede consumir mucho más combustible y generar únicamente residuos de corta duración.

La mayoría de los diseños de reactores de sales fundidas (MSR) derivan del Experimento de Reactor de Sales Fundidas (MSRE) de la década de 1960. Entre las variantes se incluye el reactor conceptual de doble fluido , que utiliza plomo como medio refrigerante con combustible de sales fundidas, generalmente un cloruro metálico, como el cloruro de plutonio(III) , para mejorar las capacidades del ciclo cerrado del combustible. Otros enfoques destacados incluyen el concepto de reactor de sales estables (SSR), que encapsula la sal fundida en las barras de combustible convencionales. Este último diseño fue considerado el más competitivo por la consultora Energy Process Development en 2015. ^{[ 31 ] [ 32 ]}

Otro diseño en desarrollo es el reactor rápido de cloruro fundido de TerraPower . Este concepto mezcla uranio natural líquido y cloruro fundido como refrigerante en el núcleo del reactor, alcanzando temperaturas muy altas a presión atmosférica. ^{[ 33 ]} En 2025, el Experimento de Reactor de Cloruro Fundido (MCRE), un proyecto conjunto entre los Laboratorios Nacionales de Idaho (INL), Southern Company y TerraPower , alcanzó un hito importante cuando un prototipo de horno creó un combustible a base de uranio desnaturalizado a una tasa de 18 kg (40 lb) por lote. Además, completó un banco de pruebas de circuito de flujo de sales fundidas, utilizando acero inoxidable que contiene una suspensión de sales de cloruro de litio y cloruro de potasio. Las propiedades de la suspensión, como la temperatura, se pueden ajustar mientras las sales circulan. Cinco sensores analizan factores como la tensión superficial , la densidad del fluido, la corrosión y las tasas de transferencia de calor. ^{[ 34 ]}  

Otra característica destacable de los reactores de espectro múltiple (MSR) es la posibilidad de utilizarlos como incineradores de residuos nucleares de espectro térmico . Tradicionalmente, solo se han considerado viables los reactores de espectro rápido para la utilización o reducción del combustible nuclear gastado . La incineración de residuos térmicos se logró reemplazando una fracción del uranio del combustible nuclear gastado con torio . La tasa neta de producción de elementos transuránicos (por ejemplo, plutonio y americio ) es inferior a la tasa de consumo, lo que reduce el problema del almacenamiento nuclear , sin las preocupaciones sobre la proliferación nuclear ni otros problemas técnicos asociados a un reactor rápido .

Reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR)

El reactor de agua supercrítica (SCWR) ^{[ 28 ]} es un concepto de reactor de agua de moderación reducida . Debido a que la velocidad promedio de los neutrones que causan la fisión dentro del combustible es más rápida que la de los neutrones térmicos , se denomina con mayor precisión reactor epitérmico que reactor térmico. Utiliza agua supercrítica como fluido de trabajo. Los SCWR son básicamente reactores de agua ligera (LWR) que operan a presiones y temperaturas más altas con un ciclo de intercambio de calor directo de paso único. Como se suele imaginar, operaría en un ciclo directo, muy parecido a un reactor de agua en ebullición (BWR). Dado que utiliza agua supercrítica (que no debe confundirse con masa crítica ) como fluido de trabajo, tendría solo una fase de agua. Esto hace que el método de intercambio de calor sea más similar al de un reactor de agua a presión ( PWR ). Podría operar a temperaturas mucho más altas que los PWR y BWR actuales.

Los reactores refrigerados por agua supercrítica (SCWR, por sus siglas en inglés) ofrecen una alta eficiencia térmica (es decir, alrededor del 45 % frente al 33 % de eficiencia de los reactores de agua ligera actuales) y una considerable simplificación.

La misión del SCWR es generar electricidad a bajo costo . Se basa en dos tecnologías probadas: los reactores de agua ligera (LWR), los reactores generadores de energía más utilizados, y las calderas de combustible fósil sobrecalentado , también de amplio uso. Treinta y dos organizaciones en trece países están investigando este concepto.

Los reactores SCWR comparten con los reactores BWR y LWR los riesgos de explosión de vapor y liberación de vapor radiactivo, así como la necesidad de recipientes a presión, tuberías, válvulas y bombas de alta resistencia y extremadamente costosos. Estos problemas comunes son intrínsecamente más graves en los reactores SCWR debido a sus temperaturas más elevadas.

Un diseño de SCWR en desarrollo es el VVER -1700/393 (VVER-SCWR o VVER-SKD), un SCWR ruso con núcleo de doble entrada y una relación de reproducción de 0,95. ^{[ 35 ]}

reactores rápidos

Un reactor rápido utiliza directamente neutrones de fisión sin moderación. Los reactores rápidos pueden configurarse para "quemar" o fisionar todos los actínidos y, con el tiempo suficiente, reducir drásticamente la fracción de actínidos en el combustible nuclear gastado producido por la flota mundial actual de reactores de agua ligera de neutrones térmicos , cerrando así el ciclo del combustible. Alternativamente, si se configuran de otra manera, pueden generar más combustible de actínidos del que consumen.

Reactor rápido refrigerado por gas (GFR)

El reactor rápido refrigerado por gas (GFR) ^{[ 28 ]} presenta un espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado. El reactor se refrigera con helio . Su temperatura de salida es de 850  °C. Transforma el reactor de muy alta temperatura (VHTR) en un ciclo de combustible más sostenible. Utiliza una turbina de gas de ciclo Brayton directo para lograr una alta eficiencia térmica. Se están considerando varias formas de combustible: combustible cerámico compuesto , partículas de combustible avanzadas o compuestos de actínidos revestidos de cerámica. Las configuraciones del núcleo incluyen conjuntos de combustible basados ​​en barras o placas, o bloques prismáticos.

La Iniciativa Europea para la Industria Nuclear Sostenible proporcionó financiación para tres sistemas de reactores de cuarta generación:

• Allegro: un reactor rápido refrigerado por gas de 100 MW _{t , planificado para Europa central u oriental.} ^{[ 36 ]} El Grupo Visegrado de Europa central está desarrollando la tecnología. ^{[ 37 ]}
• GoFastR : En 2013, institutos alemanes, británicos y franceses finalizaron un estudio de colaboración de 3 años sobre el diseño a escala industrial posterior. ^{[ 38 ]} Fueron financiados por el séptimo programa marco FWP de la UE , con el objetivo de crear un VHTR sostenible. ^{[ 39 ]}

Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR)

Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SCFR, por sus siglas en inglés) se han puesto en funcionamiento en varios países desde la década de 1980.

Los dos reactores rápidos experimentales refrigerados por sodio más grandes se encuentran en Rusia, el BN-600 y el BN-800 (880 MWe brutos). Estas centrales nucleares se utilizan para proporcionar experiencia operativa y soluciones tecnológicas que se aplicarán a la construcción del BN-1200 ( primer reactor Gen IV de OKBM Afrikantov ). ^{[ 40 ]} El reactor más grande jamás operado fue el reactor francés Superphenix con más de 1200 MW _e , que operó con éxito antes de su desmantelamiento en 1996. En India, el Reactor de Prueba de Reproductores Rápidos (FBTR) alcanzó la criticidad en octubre de 1985. En septiembre de 2002, la eficiencia de quemado de combustible en el FBTR alcanzó por primera vez la marca de 100 000 megavatios-día por tonelada métrica de uranio (MWd/MTU). Esto se considera un hito importante en la tecnología de reactores reproductores de la India. Utilizando esa experiencia, se está construyendo el Reactor Reproductor Rápido Prototipo , un reactor rápido refrigerado por sodio de 500 MWe a un costo de 5.677 crores de rupias indias (~900 millones de dólares estadounidenses) que alcanzó la criticidad en abril de 2026. ^{[ 41 ]} Al PFBR le seguirán seis reactores reproductores rápidos comerciales (CFBR) más de 600 MW _e cada uno.

El SFR de cuarta generación ^{[ 28 ]} es un proyecto que se basa en el reactor reproductor rápido alimentado con óxido y el reactor rápido integral alimentado con metal . Sus objetivos son aumentar la eficiencia del uso del uranio mediante la producción de plutonio y la eliminación de isótopos transuránicos . El diseño del reactor utiliza un núcleo no moderado que funciona con neutrones rápidos , diseñado para permitir el consumo de cualquier isótopo transuránico (y en algunos casos, su uso como combustible). El combustible del SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta, ralentizando automáticamente la reacción en cadena y garantizando así su seguridad pasiva. ^{[ 42 ]}

Un concepto de reactor SFR se refrigera con sodio líquido y se alimenta con una aleación metálica de uranio y plutonio o con combustible nuclear gastado , los residuos nucleares de los reactores de agua ligera . El combustible del SFR está contenido en un revestimiento de acero. El sodio líquido llena el espacio entre los elementos del revestimiento que componen el conjunto del combustible. Uno de los desafíos de diseño son los riesgos de manipular el sodio, que reacciona de forma explosiva al entrar en contacto con el agua. El uso de metal líquido en lugar de agua como refrigerante permite que el sistema funcione a presión atmosférica, reduciendo el riesgo de fugas.

La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea financió tres sistemas de reactores de Generación IV. El Reactor Técnico Avanzado de Sodio para Demostración Industrial ( ASTRID ) era un reactor rápido refrigerado por sodio, ^{[ 44 ]} que fue cancelado en agosto de 2019. ^{[ 45 ]}

Existen numerosos precursores del reactor SFR de cuarta generación. La instalación de prueba de flujo rápido _de 400 MW operó durante diez años en Hanford; el reactor EBR II de 20 MW _operó durante más de treinta años en el Laboratorio Nacional de Idaho, pero fue clausurado en 1994.

El reactor PRISM de GE Vernova Hitachi es una versión modernizada y comercial del Reactor Rápido Integral (IFR), desarrollado por el Laboratorio Nacional Argonne entre 1984 y 1994. El objetivo principal de PRISM es consumir el combustible nuclear gastado de otros reactores, en lugar de generar combustible nuevo. Su diseño reduce la vida media de los elementos fisionables presentes en el combustible nuclear gastado, a la vez que genera electricidad principalmente como subproducto.

Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR)

El reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) ^{[ 28 ]} cuenta con un refrigerante de plomo o eutéctico de plomo / bismuto ( LBE ) con espectro de neutrones rápidos y un ciclo de combustible cerrado . Las propuestas incluyen un pequeño reactor de 50 a 150 MW _e que presenta un intervalo de recarga de combustible prolongado, un sistema modular con una potencia nominal de 300 a 400 MW _e y una gran planta monolítica de 1200 MW _e . El combustible es a base de metal o nitruro que contiene uranio fértil y transuránicos . El reactor se refrigera por convección natural con una temperatura del refrigerante a la salida del reactor de 550-800 °C. La temperatura más alta permite la producción de hidrógeno mediante procesos termoquímicos .    

La Iniciativa Industrial Nuclear Sostenible Europea está financiando un reactor LFR de 100 MW _t , un reactor subcrítico impulsado por acelerador llamado MYRRHA . Se construirá en Bélgica y se prevé que la construcción comience en 2036. Un modelo de potencia reducida llamado Guinevere se puso en marcha en Mol en marzo de 2009 ^{[ 36 ]} y entró en funcionamiento en 2012. ^{[ 46 ]}

La construcción de BREST-OD-300 comenzó el 8 de junio de 2021. ^{[ 47 ]} Se espera que comience a operar en 2026. ^{[ 48 ]}

El Foro GEN IV reformula el paradigma de seguridad de los reactores, pasando de aceptar que los accidentes nucleares pueden ocurrir y deben controlarse, a eliminar la posibilidad física de un accidente. Los sistemas de seguridad activos y pasivos serían al menos tan efectivos como los de los sistemas de Generación III y harían físicamente imposibles los accidentes más graves. ^{[ 49 ]}

En relación con los reactores de segunda y tercera generación, las ventajas de los reactores de cuarta generación incluyen:

• Residuos nucleares que permanecen radiactivos durante unos pocos siglos en lugar de milenios ^{[ 50 ]}
• Rendimiento energético de 100 a 300 veces con la misma cantidad de combustible nuclear ^{[ 51 ]}
• Mayor variedad de combustibles, incluidos los combustibles crudos sin encapsular ( MSR sin guijarros , LFTR ).
• Potencial para quemar los residuos nucleares existentes y producir electricidad: un ciclo de combustible cerrado .
• Mayor seguridad gracias a características como el funcionamiento a presión ambiente, el apagado automático pasivo del reactor y el uso de refrigerantes alternativos.

Un riesgo específico del SFR está relacionado con el uso de sodio metálico como refrigerante. En caso de una fuga, el sodio reacciona explosivamente con el agua. Se utiliza argón para prevenir la oxidación del sodio. El argón puede desplazar el oxígeno del aire y provocar hipoxia en los trabajadores. Este fue un factor en el reactor reproductor rápido prototipo Monju de tipo bucle en Tsuruga, Japón. ^{[ 52 ]} El uso de plomo o sales fundidas como refrigerantes mitiga este problema, ya que son menos reactivos y tienen una temperatura de congelación y presión ambiente elevadas. El plomo tiene una viscosidad y densidad mucho mayores, una capacidad calorífica menor y genera más productos de activación neutrónica radiactivos que el sodio.

Se han construido varios diseños de prueba de concepto de Generación IV. Por ejemplo, los reactores de la central hidroeléctrica de Fort St. Vrain y el HTR-10 son similares a los diseños propuestos de VHTR de Generación IV, y los reactores de tipo piscina EBR-II , Phénix , BN-600 y BN-800 son similares a los diseños propuestos de SFR de tipo piscina de Generación IV.

El ingeniero nuclear David Lochbaum advierte: «El problema con los nuevos reactores y los accidentes es doble: surgen escenarios imposibles de prever en las simulaciones; y los humanos cometemos errores». ^{[ 53 ]} Como lo expresó el director de un laboratorio de investigación estadounidense: «La fabricación, construcción, operación y mantenimiento de los nuevos reactores enfrentarán una curva de aprendizaje pronunciada: las tecnologías avanzadas conllevan un mayor riesgo de accidentes y errores. La tecnología puede estar probada, pero las personas no». ^{[ 53 ]}

El desarrollo de reactores de fisión de cuarta generación ha despertado un gran interés en los materiales emergentes resistentes a la radiación. Los materiales estructurales y el revestimiento del combustible son fundamentales para extender la vida útil y la seguridad de la planta. Desde el descubrimiento de la aleación de alta entropía , estos materiales se han investigado exhaustivamente como material estructural para centrales nucleares de próxima generación. Las aleaciones y cerámicas químicamente complejas (véase óxido de alta entropía ), como las cerámicas de carburo de alta entropía, poseen una mayor resistencia a la radiación debido a sus propiedades electrónicas únicas y su heterogeneidad a nivel atómico. ^{[ 59 ]} Se ha propuesto que el desorden químico y la distorsión local de la red cristalina son mecanismos para mejorar la resistencia a la radiación, así como para aumentar la resistencia hasta temperaturas muy superiores a las temperaturas de funcionamiento relativamente altas de los reactores de cuarta generación. Se ha demostrado experimentalmente que las aleaciones y cerámicas de alta entropía poseen una baja hinchazón inducida por la irradiación, resisten la formación de huecos y el posterior crecimiento de burbujas de helio, y minimizan otros efectos de endurecimiento y fragilización por irradiación. ^{[ 60 ] [ 61 ]}

Aunque extremadamente prometedores como materiales para reactores nucleares de próxima generación, los materiales de alta entropía, y específicamente las cerámicas de alta entropía, aún se encuentran en sus inicios. La complejidad química inherente de estos materiales ofrece posibilidades ilimitadas en términos de diseño y modificación de propiedades, pero complica las vías de diseño. El estudio limitado de la resistencia a la irradiación y la resistencia a la fluencia en escalas de tiempo relevantes para las aplicaciones de reactores restringe la ampliación de escala de los materiales de alta entropía. Es necesario un mayor conocimiento subyacente de las propiedades de los materiales a escala nanométrica; por lo tanto, es probable que estos materiales sean objeto de una investigación y desarrollo significativos antes de su ampliación de escala en reactores de generación IV o generación V. La investigación en curso a nivel de material básico incluye estudios de segregación a nivel atómico en los límites de grano, tasas de migración de defectos, resistencia a la irradiación en escalas de tiempo mayores y una caracterización más detallada de la fragilización y otros puntos de falla del material en comparación con los aceros ferríticos-martensíticos estándar comúnmente utilizados en los materiales estructurales de los reactores de generación III. ^{[ 62 ]}

• Dunlap, Richard A. (2024). Reactores nucleares de cuarta generación: diseño, operación y perspectivas para la producción de energía futura . Bristol, Reino Unido: IOP Publishing . doi : 10.1088/978-0-7503-6069-2 . ISBN 978-0-7503-6067-8.
• Schulenberg, Thomas (2022). La cuarta generación de reactores nucleares: Fundamentos, tipos y beneficios explicados (1.ª  ed.). Heidelberg: Springer. pp.  XV, 183. doi : 10.1007/978-3-662-64919-0 . ISBN 978-3-662-64919-0.
• Pioro, Igor, ed. (2022). Manual de reactores nucleares de cuarta generación: una guía (2.ª  ed.). Woodhead Publishing . pág.  1098. ISBN 978-0-12-822653-7.

• Artículo del Laboratorio Nacional de Idaho que detalla algunos de los esfuerzos actuales para desarrollar reactores de cuarta generación. Archivado el 9 de noviembre de 2014 en Wayback Machine.
• Foro Internacional Generación IV (GIF)
• Oficina de Energía Nuclear, Ciencia y Tecnología del Departamento de Energía de los Estados Unidos
• Presentación de la Generación IV
• ¿Ciencia o ficción? ¿Hay futuro para la energía nuclear? (Noviembre de 2007) - Publicación del Instituto Austriaco de Ecología sobre la 'Generación IV' y los reactores de fusión.
• Gail H. Marcus (diciembre de 2011). "Energía nuclear después de Fukushima" . Ingeniería Mecánica (la revista de la ASME ) . Consultado el 23 de enero de 2012 ."Tras un grave accidente en una central nuclear, los diseños avanzados de reactores están recibiendo una atención renovada."
• Organización Internacional de Energía del Torio - www.IThEO.org
• Comité Internacional de Energía del Torio - iThEC