Reactorul de generația III - Generation III reactor

Modelul Toshiba ABWR , care a devenit primul reactor operațional de generația III în 1996.

Un reactor de generația III este o dezvoltare a proiectelor de reactoare nucleare din generația II care încorporează îmbunătățiri evolutive în proiectarea dezvoltată pe durata de viață a proiectelor de reactoare din generația II. Acestea includ tehnologie îmbunătățită a combustibilului , eficiență termică superioară , sisteme de siguranță îmbunătățite semnificativ (inclusiv siguranță nucleară pasivă ) și modele standardizate pentru întreținere și costuri de capital reduse. Primul reactor de generația III care a început să funcționeze a fost Kashiwazaki 6 (un ABWR ) în 1996.

Datorită perioadei prelungite de stagnare în construcția de reactoare noi și popularității continue (dar în scădere) a proiectelor de generația II / II + în construcții noi, au fost construite relativ puține reactoare de a treia generație. Proiectele din generația IV sunt încă în curs de dezvoltare începând cu 2020.

Prezentare generală

Deși distincția este arbitrară, îmbunătățirile tehnologiei reactoarelor din reactoarele de a treia generație sunt destinate să conducă la o durată de viață mai lungă (proiectată pentru 60 de ani de funcționare, extinsă la peste 100 de ani de funcționare înainte de revizuirea completă și înlocuirea recipientului sub presiune al reactorului ) comparate cu reactoare de generația II utilizate în prezent (proiectate pentru 40 de ani de funcționare, extensibilă la 60+ ani de funcționare înainte de revizuirea completă și înlocuirea recipientului sub presiune).

Cele mai frecvente de bază daune pentru aceste reactoare sunt proiectate să fie mai mici decât pentru reactoarele Generația II - 60 evenimente daune de bază pentru EPR și 3 evenimente daune de bază pentru ESBWR la 100 de milioane de reactoare de ani sunt semnificativ mai mici decât evenimentele de 1000 core daune per 100 milioane de reactori-ani pentru reactoarele BWR / 4 generația II.

Reactorul EPR de a treia generație a fost, de asemenea, conceput pentru a utiliza uraniul mai eficient decât reactoarele mai vechi din generația II, utilizând aproximativ 17% mai puțin uraniu pe unitate de electricitate generată decât aceste tehnologii mai vechi de reactoare. O analiză independentă efectuată de omul de știință în domeniul mediului, Barry Brook, privind eficiența mai mare și, prin urmare, nevoile materiale reduse ale reactoarelor de generația III, confirmă această constatare.

Răspuns și critică

Cameră de captare a miezului EPR concepută pentru a prinde corium în caz de topire . Unele reactoare de generația a III-a includ un dispozitiv de captare a miezului în proiectarea lor.

Susținătorii energiei nucleare și unii care au fost critici din punct de vedere istoric au recunoscut că reactoarele de a treia generație în ansamblu sunt mai sigure decât reactoarele mai vechi.

Edwin Lyman , om de știință din cadrul Uniunii Oamenilor de Știință Preocupați , a contestat alegerile specifice de proiectare pentru economisirea costurilor pentru două reactoare de generația III, atât AP1000 , cât și ESBWR . Lyman, John Ma (inginer structural principal la NRC) și Arnold Gundersen ( consultant antinuclear ) sunt îngrijorați de ceea ce percep ca fiind puncte slabe ale vasului de reținere a oțelului și a clădirii scutului de beton din jurul AP1000, în sensul că vasul său de reținere nu are marje de siguranță suficiente în cazul unei greve directe a avionului. Alți ingineri nu sunt de acord cu aceste preocupări și susțin că clădirea de izolare este mai mult decât suficientă în ceea ce privește marjele de siguranță și factorii de siguranță .

Uniunea Oamenilor de Stiinta din 2008 face referire la EPR ca design nou reactor numai în cauză în Statele Unite , că „... pare să aibă potențialul de a fi mult mai sigur și mai sigure împotriva atacului decât reactoarele de astăzi.“

Au existat, de asemenea, probleme la fabricarea pieselor de precizie necesare pentru a menține funcționarea sigură a acestor reactoare, cu depășiri de costuri, piese rupte și toleranțe extrem de fine ale oțelului, cauzând probleme cu reactoarele noi în construcție în Franța la Centrala Nucleară Flamanville .

Reactoare existente și viitoare

Primele reactoare de generația a III-a au fost construite în Japonia, sub formă de reactoare cu apă de fierbere avansată . În 2016, un reactor de generație III + VVER-1200 / 392M a devenit operațional la centrala nucleară Novovoronezh II din Rusia, care a fost primul reactor operațional de generația III +. Mai multe alte reactoare de generația III + se află în construcție târzie în Europa, China, India și Statele Unite. Următorul reactor de generația III + care va intra online este un reactor Westinghouse AP1000 , centrala nucleară Sanmen din China, care urma să devină operațional în 2015. A fost finalizat și a atins criticitatea pe 21 iunie 2018 și a intrat în funcțiune comercială pe 21 septembrie 2018.

În Statele Unite, proiectele reactoarelor sunt certificate de Comisia pentru reglementare nucleară (NRC). Începând din octombrie 2014, comisia a aprobat cinci modele și are în vedere și alte cinci modele.

Reactoare de generația III

Reactoare de generația a III-a operaționale în prezent sau în construcție

Dezvoltatori Numele reactorului Tip MW e (net) MW e (brut) MW th Note
General Electric , Toshiba , Hitachi ABWR;
SUA-ABWR 		BWR 1350 1420 3926 În funcțiune la Kashiwazaki din 1996. Certificat NRC în 1997.
KEPCO APR-1400 PWR 1383 1455 3983 În funcțiune la Kori din ianuarie 2016.
CGNPG ACPR-1000 1061 1119 2905 Versiune îmbunătățită a CPR-1000 . Primul reactor urmează să intre online în 2018 la Yangjiang -5.
CGNPG , CNNC Hualong One (HPR-1000) 1090 1170 3050 În parte, o fuziune a modelelor chineze ACPR-1000 și ACP-1000, dar în cele din urmă o îmbunătățire dezvoltată în mod incremental față de modelele anterioare CNP-1000 și CP-1000. Inițial a fost destinat să fie numit „ACC-1000”, dar în cele din urmă a fost numit „Hualong One” sau „HPR-1000”. Unitățile Fangchenggang 3-6 vor fi primele care vor utiliza designul HPR-1000, cu Unitățile 3 și 4 în prezent în construcție începând cu 2017.
OKBM Afrikantov VVER -1000/428 990 1060 3000 Prima versiune a designului AES-91, proiectat și utilizat pentru unitățile Tianwan 1 și 2, care a venit online în 2007.
VVER -1000 / 428M 1050 1126 3000 O altă versiune a designului AES-91, proiectată și utilizată și pentru Tianwan (de data aceasta pentru unitățile 3 și 4, care au venit online în 2017 și, respectiv, 2018).
VVER -1000/412 917 1000 3000 Primul proiect AES-92 construit, folosit pentru Kudankulam .

Proiectele din generația III nu au fost adoptate sau construite încă

Dezvoltatori Numele reactorului Tip MW e (net) MW e (brut) MW th Note
General Electric , Hitachi ABWR-II BWR 1638 1717 4960 Versiune îmbunătățită a ABWR. Stare de dezvoltare incertă.
Mitsubishi APWR;
US-APWR;
EU-APWR;
APWR + 		PWR 1600 1700 4451 Două unități planificate la Tsuruga anulate în 2011. Licențierea US NRC pentru două unități planificate la Comanche Peak a fost suspendată în 2013. APWR original și actualizat US-APWR / EU-APWR (cunoscut și sub numele de APWR +) diferă semnificativ în ceea ce privește caracteristicile de proiectare , cu APWR + cu eficiență și ieșire electrică mai mari.
Westinghouse AP600 600 619 ? Certificat NRC în 1999. A evoluat către designul AP1000 mai mare.
Ingineria combustiei Sistem 80+ 1350 1400 ? Certificat NRC în 1997. A oferit o bază pentru APR-1400 coreean .
OKBM Afrikantov VVER -1000/466 (B) 1011 1060 3000 Acesta a fost primul proiect AES-92 care a fost dezvoltat, destinat inițial să fie construit la centrala nucleară propusă Belene , dar construcția a fost oprită ulterior.
Candu Energy Inc. EC6 PHWR ? 750 2084 EC6 (CANDU 6 îmbunătățit) este un upgrade evolutiv al proiectelor anterioare CANDU. La fel ca alte modele CANDU, este capabil să utilizeze ca combustibil uraniu natural neîmbogățit.
AFCR ? 740 2084 Reactorul Advanced Fuel CANDU este un design EC6 modificat care a fost optimizat pentru o flexibilitate extremă a combustibilului, cu capacitatea de a gestiona numeroase amestecuri potențiale de combustibil reprocesat și chiar toriu. În prezent, este în curs de dezvoltare în stadiu târziu, ca parte a unei societăți mixte între SNC-Lavalin , CNNC și Shanghai Electric .
Diverse (a se vedea articolul MKER .) MKER BWR 1000 ? 2085 O dezvoltare a reactorului nuclear RBMK . Remediază toate erorile și defectele de proiectare ale reactorului RBMK și adaugă o clădire de izolare completă și caracteristici de siguranță nucleară pasivă , cum ar fi un sistem de răcire cu nucleu pasiv. Prototipul fizic al MKER-1000 este a 5-a unitate a centralei nucleare Kursk . Construcția Kursk 5 a fost anulată în 2012 și un VVER-TOI a cărui construcție este în curs de desfășurare din 2018 fiind în curs de construcție începând cu 2018. (a se vedea articolul RBMK )

Reactoare de generația III +

Centrala nucleară Novovoronezh II cu primul reactor nuclear de generația III + din lume
Centrale electrice atomice Kakrapar Unitățile 3 și 4 în construcție. Primul reactor din India de generația III +

Proiectele reactoarelor Gen III + sunt o dezvoltare evolutivă a reactoarelor Gen III, oferind îmbunătățiri ale siguranței față de proiectele reactoarelor Gen III. Producătorii au început dezvoltarea sistemelor Gen III + în anii 1990, bazându-se pe experiența de funcționare a reactorului de apă ușoară american, japonez și vest-european .

Industria nucleară a început să promoveze o renaștere nucleară sugerând că proiectele Gen III + ar trebui să rezolve trei probleme cheie: siguranță, costuri și construcție. Au fost prognozate costuri de construcție de 1.000 USD / kW, un nivel care ar face competitivitatea nucleară cu gazul și se așteptau perioade de construcție de patru ani sau mai puțin. Cu toate acestea, aceste estimări s-au dovedit supra-optimiste.

O îmbunătățire notabilă a sistemelor Gen III + față de modelele din a doua generație este încorporarea în unele modele a caracteristicilor de siguranță pasivă care nu necesită controale active sau intervenția operatorului, ci se bazează pe gravitație sau convecție naturală pentru a atenua impactul evenimentelor anormale.

Reactoarele din generația III + încorporează caracteristici suplimentare de siguranță pentru a evita genul de dezastru suferit la Fukushima în 2011. Proiectele din generația III +, siguranță pasivă, cunoscută și sub numele de răcire pasivă, nu necesită nicio acțiune susținută de operator sau feedback electronic pentru a opri instalația în siguranță în caz de o urgență. Multe dintre reactoarele nucleare de generația III + au un captator central . Dacă sistemele de acoperire a combustibilului și vasele reactorului și conductele asociate se topesc , coriul va cădea într-un dispozitiv de captare a miezului care reține materialul topit și are capacitatea de a-l răci. Acest lucru, la rândul său, protejează bariera finală, clădirea de izolare . De exemplu, Rosatom a instalat un dispozitiv de captare a miezului de 200 de tone în reactorul VVER ca prima piesă mare de echipament din clădirea reactorului de la Rooppur 1 , descriindu-l ca „un sistem unic de protecție”. În 2017, Rosatom a început operațiunile comerciale ale reactorului NVNPP-2 Unit 1 VVER-1200 în centrul Rusiei, marcând primul pornire completă din lume a unui reactor de generație III +.


Reactoare de generația III + în prezent în funcțiune sau în construcție

Dezvoltatori Numele reactorului Tip MW e (net) MW e (brut) MW th Prima conexiune la rețea Note
Westinghouse , Toshiba AP1000 PWR 1117 1250 3400 2018-06-30 Sanmen Certificat NRC în decembrie 2005.
SNPTC , Westinghouse CAP1400 1400 1500 4058 Prima chineză a dezvoltat și a dezvoltat versiunea / derivatul „nativ” al AP1000. Acordul de co-dezvoltare al Westinghouse conferă Chinei drepturile de proprietate intelectuală pentru toate centralele co-dezvoltate> 1350 MWe. Primele două unități în prezent în construcție la Golful Shidao . CAP1400 este planificat să fie urmat de un CAP1700 și / sau un design CAP2100 dacă sistemele de răcire pot fi mărite suficient de mult.
Areva EPR 1660 1750 4590 29.06.2018 Taishan
OKB Gidropress VVER -1200 / 392M 1114 1180 3200 05.08.2016 Novovoronezh II Modelul VVER-1200 serie este , de asemenea , cunoscut sub numele de design AES-2006 / MIR-1200. Acest model particular a fost modelul de referință original utilizat pentru proiectul VVER-TOI .
VVER -1200/491 1085 1199 3200 2018-03-09 Leningrad II
VVER -1200/509 1114 1200 3200 În construcție în Akkuyu 1 .
VVER -1200/523 1080 1200 3200 Centrala nucleară 2.4 GWe Rooppur din Bangladesh este în construcție. Cele două unități ale VVER-1200/523 care generează 2,4 GWe sunt planificate să fie operaționale în 2023 și 2024.
VVER -1200/513 ? 1200 3200 Versiune standardizată a VVER-1200 bazată parțial pe designul VVER-1300/510 (care este designul actual de referință pentru proiectul VVER-TOI ). Prima unitate se așteaptă să fie finalizată până în 2022 la Akkuyu .
VVER -1300/510 1115 1255 3300 Designul VVER-1300 este, de asemenea, cunoscut ca designul AES-2010 și este uneori desemnat în mod eronat ca designul VVER-TOI. VVER-1300/510 se bazează pe VVER-1200 / 392M care a fost inițial folosit ca design de referință pentru proiectul VVER-TOI , deși VVER-1300/510 îndeplinește acum acel rol (ceea ce a dus la confuzie între VVER -Proiectarea centralei TOI și proiectarea reactorului VVER-1300/510 ). În prezent sunt planificate mai multe unități pentru construcția mai multor centrale nucleare rusești. Primele unități în construcție la centrala nucleară Kursk .
BARC IPHWR-700 PHWR 630 700 2166 2021 Succesor al PHWR autohton 540MWe cu randament sporit și caracteristici de siguranță suplimentare. În construcție și urmează să fie online în 2020. Unitatea 3 de la Kakrapar Atomic Power Station a atins prima critică pe 22 iulie 2020. Unitatea 3 a fost conectată la rețea la 10 ianuarie 2021.

Proiectele din generația III + nu au fost adoptate sau construite încă

Dezvoltatori Numele reactorului Tip MW e (net) MW e (brut) MW th Note
Toshiba EU-ABWR BWR ? 1600 4300 Versiune actualizată a ABWR concepută pentru a îndeplini orientările UE, pentru a crește puterea reactorului și pentru a îmbunătăți generarea de proiectare la III +.
Areva Kerena 1250 1290 3370 Cunoscut anterior sub numele de SWR-1000. Pe baza proiectelor germane BWR, în principal a unităților B / C din Gundremmingen . Co-dezvoltat de Areva și E.ON .
General Electric , Hitachi ESBWR 1520 1600 4500 Pe baza designului SBWR inedit, care la rândul său se baza pe ABWR . Fiind considerat pentru North Anna-3 . Evită utilizarea pompelor de recirculare în întregime în favoarea unui design care depinde complet de circulația naturală (ceea ce este foarte neobișnuit pentru un proiect de reactor cu apă clocotită).
KEPCO APR + PWR 1505 1560 4290 Succesor APR-1400 cu randament sporit și caracteristici de siguranță suplimentare.
Areva , Mitsubishi ATMEA1 1150 ? 3150 Fabrica Sinop propusă nu a continuat
OKB Gidropress VVER -600/498 ? 600 1600 În esență, un VVER-1200 redus. Desfășurare comercială planificată până în 2030 la Kola .
Candu Energy Inc. ACR-1000 PHWR 1085 1165 3200 Reactorul Advanced CANDU este un design CANDU hibrid care reține moderatorul de apă grea, dar înlocuiește lichidul de răcire pentru apă grea cu lichidul de răcire convențional, reducând semnificativ costurile cu apa grea comparativ cu modelele tradiționale CANDU, dar pierzând capacitatea caracteristică CANDU de a folosi ca combustibil uraniu natural neîmbogățit. .

Vezi si

Referințe

linkuri externe