Your browser does not support Javascript, in order to see this website. Please turn it on.

Pažangios technologijos branduoliniai reaktoriai

Visi šiuolaikiniai III, III+ kartos reaktoriai yra vadinami pažangiosios technologijos branduoliniais reaktoriais.

Lengvojo vandens reaktoriai

Tai labiausiai paplitęs reaktorių tipas (apie 85 proc. visų veikiančių reaktorių pasaulyje yra šio tipo).

EPR

„Areva NP“ sukūrė didelės galios (bendrasis galingumas - 1750 MWe, grynasis galingumas - 1630 MWe) Europos suslėgto vandens reaktoriaus (EPR) projektą. Jis 1995 m. pripažintas kaip naujas standartinis reaktorių modelis Prancūzijoje, patvirtintas Prancūzijos sertifikavimo tarnybos 2004 m. Šis reaktorius gali lanksčiai reaguoti į apkrovos pokyčius, sudegina iki 65 GWd/t kuro ir turi aukštą šilumos naudingumo koeficientą – 37 proc. Reaktorius gali veikti naudodamas urano ir plutonio oksidų mišinio (MOX) kurą. Skaičiuojama, kad šio reaktoriaus galios išnaudojimo koeficientas per 60 eksploatavimo metų sieks 92 proc. Reaktoriaus saugą užtikrina keturis kartus rezervuotos nepriklausomo veikimo apsaugos sistemos.

Pirmasis EPR reaktorius statomas Olkiluoto branduolinėje elektrinėje (BE) Suomijoje, antrasis – Flamanvilio elektrinėje Prancūzijoje. Dar du EPR reaktoriai statomi Taišano mieste, Kinijoje. Taip pat planuojama dar vieną EPR pastatyti Penli BE Prancūzijoje, kelis Jungtinėje Karalystėje Hinkley Point C BE bei JAV.

JAV modelis US-EPR, kurio bendrasis galingumas yra 1710 MWe, o grynasis galingumas - apie 1580 MWe, pateiktas sertifikavimui JAV 2007 m. gruodžio mėn. Šiuo metu JAV Branduolinės saugos reguliavimo komisija (angl. NRC – Nuclear Regulatory Commission) vykdo EPR saugos analizę, kurią užbaigti ketinama artimiausiu metu.

AP1000

Branduolinių technologijų tiekėjos „Westinghouse“ suprojektuotas AP1000 yra suslėgto vandens reaktorius, pirmasis III+ kartos reaktorių modelis, kurį JAV Reguliatorius NRC sertifikavo 2005 m. AP1000 modelyje įdiegtos pažangios pasyvinės apsaugos sistemos, todėl jo patikimumas ir saugumas yra didesnis už taip vadinamos tradicinės technologijos II kartos reaktorių. Reaktorius bus surinkinėjamas iš gamykloje paruoštų modulių. Šių reaktorių bendrasis galingumas - 1200 MWe, o grynasis galingumas - 1117 MWe.

Keturi AP1000 reaktoriai statomi Kinijoje. Statybos artėja į pabaigą. Planuojama, jog 2016 metais prasidės šių reaktorių komercinis eksploatavimas. Ateityje planuojama pastatyti daugiau AP1000 reaktorių Kinijoje.

2007 m. gegužės mėn. „Westinghouse“ remdamasi NRC sertifikavimu kreipėsi į Jungtinės Karalystės branduolinės energijos reguliatoru dėl Europos rinkai skirto AP1000 reaktoriaus bendro projekto įvertinimo ir licencijavimo. Svarstoma galimybė jį statyti kitose Europos šalyse. JAV taip pat statomi keturi AP1000 reaktoriai Vogtle ir VC Summer BE. Planuojama, jog pirmasis AP1000 reaktorius JAV pradės veikti 2019 metais.

ABWR

Šis reaktorius sukurtas bendradarbiaujant Hitachi, General Electric ir Toshiba pagal patobulintą ankstesnį ABB BWR reaktoriaus projektą. ABWR reaktoriuose panaudotos tokios pažangios technologijos kaip integruoti vidiniai cirkuliacijos siurbliai, tikslaus judesio preciziniai branduolinės reakcijos valdymo strypai, skaitmeninė reaktoriaus valdymo sistema ir kit.

1997 m. JAV Branduolinės saugos reguliavimo komisija šiam modeliui suteikė galutinį sertifikatą. Šis reaktoriaus pasižymi aukštu saugos lygiu, kuris viršija NRC keliamus saugos užtikrinimo reikalavimus šiuolaikiniams reaktoriams. ABWR taip pat buvo patvirtintas kaip atitinkantis Europoje keliamus reikalavimus pažangiems reaktoriams.

Keturi tokie ABWR reaktoriai jau veikia Japonijoje (grynasis galingumas - 1315 MWe). Dar du ABWR yra statomi Japonijoje ir keletas planuojama pastatyti. Du tokie reaktoriai 2014 metais baigti statyti ir Taivane, bet dėl politinių priežasčių jų paleidimas atidėtas 3 metams.

Keturis ABWR reaktorius taip pat planuojama pastatyti ir Jungtinėje Karalystėje, Wylfa ir Oldbury BE. ABWR reaktorių projekto vertinimą JK planuojama užbaigti 2017 metais. Vienas ABWR reaktorius bus statomas Lietuvoje.

„GE-Hitachi“ ir „Toshiba“ 2010 m. pateikė atskirus prašymus dėl modelio sertifikato atnaujinimo atskiroms ABWR versijoms. Japonijos ABWR reaktoriaus versija skiriasi tuo, kad joje galima modulinė statyba, taigi ji nėra identiška ABWR reaktoriaus projektui, licencijuotam JAV.

ESBWR

„GE Hitachi Nuclear Energy“ ESBWR reaktorius paremtas III+ kartos technologija, kurioje naudojamos pasyvios apsaugos sistemos ir natūralios cirkuliacijos principas. Šis modelis turi 25 proc. mažiau siurblių, vožtuvų ir variklių lyginant su ankstesniais BWR reaktorių modeliais. EBSWR bendrasis galingumas - apie 1600 MWe, o grynasis galingumas - 1535 MWe (priklausomai nuo vietos sąlygų). Eksploatavimo laikas – 60 metų. Šis reaktorius yra labiau žinomas kaip ekonomiškas ir supaprastintas BWR (angl. ESBWR – Economic & Simplified BWR), apimantis išbandytas ABWR technologijas. 2014 metais ESBWR projektas buvo sertifikuotas JAV reguliatoriaus NRC.

„GEH“ prekiauja šiuo reaktoriumi kartu su ABWR, kuris apibūdinamas kaip brangesnis statybos ir eksploatavimo atžvilgiu, tačiau jau yra išbandytas. EBSWR yra naujoviškesnis, jam reikia mažiau lėšų statybai ir eksploatavimui. Pirmasis ESBWR reaktorius turėtų būti statomas JAV.

APWR

„Mitsubishi“ reaktoriaus APWR bendrasis galingumas – apie 1538 MWe. Pirmuosius šio tipo du reaktorius planuojama statyti Japonijoje Tsuruga BE.

JAV rinkai skirto US-APWR bendrasis galingumas bus apie 1700 MWe, o grynasis galingumas – 1620 MWe. 2008 m. US-APWR projektas buvo pateiktas JAV NRC sertifikavimui. Tikimasi, kad sertifikatas bus išduotas 2016 metais. Bendrovė „Luminant“ nusprendė statyti US-APWR reaktorių Comanche Peak branduolinėje jėgainėje Teksase.

2008 m. kovą „MHI“ pristatė tokį patį modelį, pavadintą EU-APWR, sertifikavimui Europoje ir atitikties įvertinimui pagal EUR (angl. EUR – European Utilities Requirements) reikalavimus. EUR atitikties įvertinimo sertifikatas išduotas 2014 metų spalį. Planuojama, kad „MHI“ kartu su „Iberdrola Engineering & Construction” prekiaus šiuo modeliu Europoje ir „Iberdrola“ bus atsakinga už įrenginių statybą.

APR1400

Pažangus Pietų Korėjos APR-1400 suslėgto vandens reaktoriaus projektas, paremtas ankstesniu JAV sistemos 80+ projektu, tačiau pasižymintis didesniu saugumo lygiu ir seisminiu atsparumu. Anksčiau šis reaktorius buvo žinomas kaip Korėjos „naujos kartos reaktorius“. Korėjos branduolinės energijos saugumo institutas APR1400 reaktoriui suteikė sertifikatą 2003 m. gegužės mėn. Reaktoriaus bendrasis galingumas - 1455 MWe Korėjos sąlygomis, grynasis galingumas – 1350-1400 MWe. Pirmieji tokio tipo reaktoriai  pastatyti Pietų Korėjos Shin-Kori branduolinėje elektrinėje. Dėl savo kainos ir patikimo statybos grafiko šis reaktorius pasirinktas kaip Jungtinių Arabų Emyratų branduolinės energijos programos pagrindas. Planuojama teikti paraišką šio reaktoriaus sertifikavimui JAV.

Remiantis šiuo reaktoriaus projekto pagrindu planuojama, sukurti europietišką versiją (EU-APR1400) ir pažangesnę III+ kartos 1550 MWe bendrojo galingumo reaktorių versiją APR+. 2014 m. rugpjūtį APR+ gavo Pietų Korėjos Reguliatoriaus NSSC projekto patvirtinimą.

ATMEA1

„Atmea1“ reaktorių kuria „Atmea“ įmonė, 2007 m. įkurta „Areva NP“ ir „Mitsubishi Heavy Industries“. Jų tikslas buvo pagaminti evoliucinį 1150 MWe grynojo galingumo trijų aušinimo kilpų PWR, naudojant tokius pačius garo generatorius kaip EPR. Šio reaktoriaus ypatumai - prailgintas kuro naudojimo ciklas, 37 proc. šilumos naudingumo koeficientas, 60 metų eksploatavimo laikas ir galimybė dirbti naudojant urano-plutonio oksidų mišinio kurą. Kuro naudojimo ciklas yra lankstus – nuo 12 iki 24 mėnesių, o kuro pakeitimas trunka neilgai. Reaktorius gali dirbti kintamos apkrovos ir dažnio reguliavimo režimu. Pateikta paraiška Prancūzijos branduolinės saugos tarnybai (ASN), tikimasi, kad patikrinimas bus baigtas iki 2011 m. pabaigos. Reaktorius laikomas vidutinio dydžio reaktoriumi, panašiu į kitus trečios kartos reaktorius.

Šiuo reaktoriumi bus prekiaujama visų pirma šalyse, kurios tik pradeda įgyvendintini branduolinės energijos programas. Pirmuosius Atmea1 reaktorius planuojama pastatyti Turkijos Sinop BE ir Vietnamo Vinh Hai BE.

AES-92, V392

„Gidropress“ paskutinio modelio VVER-1000 reaktoriai su pagerinta apsauga nuo avarijų (AES 92 ir 91 jėgainės). Pirmieji tokie reaktoriai jau pastatyti Indijoje ir Kinijoje. Planuojama dar kelių reaktorių statyba. Dar du reaktorius buvo planuojama statyti Belene atominėje elektrinėje Bulgarijoje. AES-92 V-392 yra pristatomas kaip III kartos reaktorius ir yra sertifikuotas kaip atitinkantis Europos EUR reikalavimus. Reaktorius turi keturias aušinamąsias kilpas. Jo šiluminė galia 3000 MWt.

AES-2006, MIR-1200

III kartos standartizuotas VVER-1200 (V-491) 1170 MWe grynojo galingumo reaktorius, kurio bendrasis galingumas gali būti 1290 MWe ir 3200 MWt, yra naudojamas AES-2006 projekto jėgainėse. Tai evoliucinis patobulintas VVER-1000 reaktoriaus, naudojamo AES-92 tipo jėgainėse, modelis. VVER-1200 reaktorius pasižymi ilgesniu projektiniu eksploatavimo laiku (iki 60 metų) bei didesne galia ir našumu (34,8%). Šis reaktorius gali sudeginti iki 70 GWd/t kuro. Reaktorius turi keturias aušinimo kilpas ir pagerintas saugos sistemas, įskaitant apsaugą nuo žemės drebėjimų ir lėktuvo kritimo poveikio, taip pat kelias pasyvios apsaugos savybes bei dvigubą kontainmentą. AES-2006 reaktoriaus šerdies pažeidimo dažnis – 1x10-7.

Pirmieji tokie reaktoriai statomi Novovoronežo II  ir Leningrado II BE. Šių reaktorių komercinis eksploatavimas turėtų prasidėti 2015-2016 metais. Tokie patys reaktoriai šiuo metu yra statomi ir Baltarusijos BE, bei buvo pradėti statyti Rusijos Baltijos BE.

„Atomenergoproekt“ teigia, kad AES-2006 atitinka tiek Rusijos standartų reikalavimus, tiek ir Europoje šiuolaikiniams reaktoriams keliamus reikalavimus. Toks Europai pritaikytas šių reaktorių projektas yra vadinamas Modernizuotu tarptautiniu reaktoriumi 1200 (MIR-1200Modernised International Reactor), kuris sukurtas bendradarbiaujant su Čekijos įmonėmis.

CPR1000/1000+ 

CPR1000 yra trijų aušinimo kilpų, 1080MW galios jėgainė (grynoj galia apie 1037MW), kurios reaktoriaus projektas parengtas remiantis iš Prancūzijos perimta 900MWe klasės reaktorių technologija. Lyginant su pradine versija, yra įdiegta daug patobulinimų (tokių, kurie buvo atlikti 34 eksploatuojamiems analogiškiems reaktoriams, taip pat ir perimtų iš naujausios kartos reaktorių projektų). Reaktoriaus šiluminė galia 2900MWt, šiluminis naudingumo koeficientas 37.3%, galios išnaudojimo koeficientas >90%, kuro išdegimo gylis apie  45 GWd/t. Projektinis tarnavimo laikas 40 metų, tačiau CPR1000+ modifikacijoje jis bus prailgintas iki 60 metų.  CPR1000 yra pristatomas kaip II+ kartos reaktorius, CPR1000+ kaip III.

Pirmoji CPR1000 jėgainė pradėta eksploatuoti 2010m. Ling Ao Phase II jėgainėje Kinijoje. Šią technologiją vysto Kinijos Guandongo Branduolinės Energetikos Korporacija (China Guangdong Nuclear Power Group (CGNPG)). Bendrovė šiuo metu vykdo 19 CPR1000 ir CPR1000+ reaktorių statybas Kinijoje, taip pat išsako ketinimus eksportuoti šią technologiją į užsienį.

Sunkiojo vandens reaktoriai

Tai antras populiariausias reaktorių tipas (visame pasaulyje veikia 44 reaktoriai, kas sudaro apie 10 proc. visų eksploatuojamų reaktorių).

Kanados valstybinė bendrovė AECL (Atomic Energy of Canada Ltd) sukūrė du šiuolaikinius patobulintus reaktorių modelius, paremtus ankstesniais CANDU-6 reaktorių projektais.

EC6

Atsižvelgiant į patirtį, neseniai įgytą statant atomines elektrines P. Korėjoje ir Kinijoje, kai kurios naujovės buvo panaudotos patobulintame CANDU-6 (EC-6) reaktoriaus projekte. EC-6 reaktorius turi padidintą iki 750 MWe bendrąjį galingumą ir 690 MWe grynąjį galingumą, o taip lanksčias kuro panaudojimo galimybes. Šio reaktoriaus projektinis eksploatavimo laikas - 60 metų (slėgio vamzdžiai keičiami įpusėjus eksploatavimo laikui). Reaktorius pastatomas per ketverius su puse metų. Šį reaktorių rengiamasi statyti Ontarijo provincijoje. AECL EC-6 reaktoriaus modelį priskiria trečiosios kartos reaktoriams.

Kelis tokius reaktorius siūloma statyti Rumunijoje, kur jau veikia du senesni CANDU reaktoriai.

ACR

Patobulintas Candu reaktorius – ACR – tai trečiosios kartos reaktorius su naujoviška koncepcija. Nors neutronų lėtinimui ir toliau naudojamas žemo slėgio sunkusis vanduo, šis reaktorius turi keletą suslėgto lengvojo vandens reaktoriaus savybių. Naudojant lengvojo vandens aušinimą ir kompaktiškesnę šerdį, sumažinti jo statybos kaštai. Dėl padidinto aušinimui skirto lengvojo vandens slėgio ir atsižvelgiant į tai, kad reaktorius veikia aukštesnėje temperatūroje, jis turi didesnį šilumos naudingumo koeficientą.

ACR-1000 (1080-1200 MWe) reaktoriai šiuo metu yra AECL dėmesio centre. Šiame reaktoriuje naudojamas mažai prisodrintas (apie 1,5-2 proc. U-235) kuras dėl to bus didesnis kuro išdegimo gylis, kuro naudojimo laikas prailgės apie tris kartus ir atitinkamai sumažins branduolinių atliekų tūrį (lyginant su ankstesnių modelių sunkiojo vandens reaktoriais). ACR-1000 reaktorius taip pat galės naudoti urano-plutonio oksidų mišinio kurą, kurą torio pagrindu ir galės „deginti“ aktinidus.

Apsaugos patikimumą padidina mažas neigiamas garo reaktyvumas, kuris tokio tipo sunkiojo vandens reaktoriuose pasiektas pirmą kartą, taip pat naudojamos kitos pasyvios saugos priemonės bei dvi nepriklausomos greitaveikės avarinio stabdymo sistemos. ACR-1000 reaktoriai surenkami iš gamykloje paruoštų modulių, ir tai sutrumpina statybos laiką iki 3,5 metų. ACR reaktoriai gali būti statomi atskirai, tačiau optimaliau veikia pastatyti poromis. Jų projektinis eksploatavimo laikas yra 60 metų, tačiau slėgio vamzdžiai turi būti pakeisti įpusėjus eksploatavimo laikui.

ACR reaktoriaus projektas yra pateiktas sertifikavimui Kanadoje. Po Kanados šį reaktorių planuojama sertifikuoti Kinijoje, JAV ir Didžiojoje Britanijoje. 2007 m. AECL pateikė ACR-1000 reaktoriaus licencijavimo paraišką Jungtinės Karalystės branduolinės energijos Reguliatoriui, tačiau atsiėmė jį po pirmojo etapo.