Pažangios technologijos branduoliniai reaktoriai

Lengvojo vandens reaktoriai

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

EPR

„Areva NP“ sukūrė didelį (bendrasis galingumas - 1750 MWe, grynasis galingumas - 1630 MWe) Europos suslėgto vandens reaktorių (EPR). 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 atominėje elektrinėje (AE) Suomijoje, antrasis – Flamanvilio elektrinėje Prancūzijoje, trečiasis - bus pastatytas Penli AE Prancūzijoje, o dar du reaktoriai statomi Taišano mieste, Kinijoje.

JAV modelis US-EPR, kurio bendrasis galingumas yra 1710 MWe, o grynasis galingumas - apie 1580 MWe, pateiktas sertifikavimui JAV 2007 m. gruodžio mėn. Planuojama, kad šis modelis bus sertifikuotas 2012 m. pradžioje, o pirmasis reaktorius bus prijungtas prie tinklo iki 2020 m.

AP1000

Branduolinių technologijų tiekėjos „Westinghouse“ suprojektuotas AP1000 yra suslėgto vandens reaktorius, pirmasis III+ kartos reaktorių modelis, kurį JAV Branduolinės saugos reguliavimo komisija (angl. NRC – Nuclear Regulatory Commission) sertifikavo 2005 m. AP1000 modelyje įdiegtos pažangios pasyvinės apsaugos sistemos, todėl jo patikimumas ir saugumas yra didesnis. Reaktorius planuojama surinkinėti iš gamykloje paruoštų modulių. Šių reaktorių bendrasis galingumas - 1200 MWe, o grynasis galingumas - 1117 MWe.

2007 m. gegužės mėn. „Westinghouse“ remdamasi NRC sertifikavimu kreipėsi į Didžiosios Britanijos branduolinės energijos reguliatoru dėl Europos rinkai skirto AP1000 reaktoriaus bendro projekto įvertinimo ir licencijavimo. Šio tipo reaktoriai statomi Kinijoje (keturi reaktoriai jau yra statomi, ateityje planuojama statyti ir daugiau), taip pat aktyviai svarstoma galimybė jį statyti Europoje. JAV rengiamasi statyti pirmuosius reaktorius Vogtle vietovėje.

ABWR

Šis reaktorius sukurtas pagal patobulintus ankstesnių „General Electric“ BWR reaktorių projektus. 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 tokiems reaktoriams. ABWR taip pat buvo patvirtintas kaip atitinkantis Europoje keliamus reikalavimus pažangiems reaktoriams.

Du šio reaktoriaus tipo pavyzdžius pagamino „Hitachi“, o du – „Toshiba“. Jie veikia Japonijoje (grynasis galingumas - 1315 MWe). Dar du tokie reaktoriai statomi Taivane, kelis planuojama pastatyti Japonijoje, ir dar du – JAV.

„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“ EBSWR 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. ESBWR projektas yra pateiktas sertifikavimui JAV reguliatoriui 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.

APWR

„Mitsubishi“ reaktoriaus APWR bendrasis galingumas – apie 1538 MWe. Pirmieji šio tipo du reaktoriai planuojami statyti Tsuruga vietovėja, eksploatacijos prdažia - 2016 m.

US-APWR bendrasis galingumas bus apie 1700 MWe, o grynasis galingumas – 1620 MWe. 2008 m. buvo pateiktas prašymas JAV sertifikavimui, tikimasi, kad sertifikatas bus išduotas iki 2012 m. vidurio. 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. 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. Šiuo metu statomi pirmieji tokio tipo reaktoriai „Shin-Kori-3&4“. Dėl savo kainos ir patikimo statybos grafiko šis reaktorius pasirinktas kaip Jungtinių Arabų Emyratų branduolinės energijos programos pagrindas. Paraišką sertifikavimui JAV planuojama pateikti 2012 m.

Remiantis šiuo reaktoriaus projekto pagrindu lanuojama, sukurti europietišką versiją (EU-APR1400) ir pažangesnę III+ kartos 1550 MWe bendrojo galingumo reaktorių versiją APR+..

ATMEA1

„Atmea1“ reaktorių kuria „Atmea“ įmonė, 2006 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.

AES-92, V392

„Gidropress“ paskutinio modelio VVER-1000 reaktoriai su pagerinta apsauga (AES 92 ir 91 jėgainės) statomi Indijoje ir Kinijoje. Dar du reaktorius planuojama statyti Belene atominėje elektrinėje Bulgarijoje. AES-92 yra sertifikuotas kaip atitinkantis Europos reikalavimus, o reaktorius V-392 laikomas trečiosios kartos reaktoriumi. Reaktorius turi keturias aušinamąsias kilpas. Jo šiluminė galia: 3000 MWt.

AES-2006, MIR-1200

Trečios 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 50 metų) bei didesne galia ir našumu(36,56 proc.). Šis reaktorius gali sudeginti iki 70 GWd/t kuro. Reaktorius turi keturias aušinimo kilpas. Pirmieji tokie reaktoriai statomi Novovoronežo II jėgainėje. Planuojama, kad šie reaktoriai pradės veikti 2012-2013 metais. Dar du tokie reaktoriai statomi Leningrado II jėgainėje, kurie turėtų pradėti veikti 2013-2014 metais. AES-2006 jėgainė bus sudaryta iš dviejų OKB „Gidropress“ reaktorių, kurie turėtų veikti 50 metų, o bendras galios išnaudojimo koeficientas būtų 90 proc. Šie reaktoriai turi pagerintas saugos sistemas, įskaitant apsaugą nuo žemės drebėjimų ir lėktuvo kritimo poveikio, taip pat kelias pasyvios apsaugos savybes, dvigubą izoliavimą ir šerdies pažeidimo dažnį 1x10-7.

„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-1200 – Modernised 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 (šios modifikacijos bus pradėti eksploatuoti 2013 metais).  

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.

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 Didžiosios Britanijos branduolinės energijos Reguliatoriui, tačiau atsiėmė jį po pirmojo etapo.