Русская Википедия:Ядерные реакторы поколения III

Материал из Онлайн справочника
Перейти к навигацииПерейти к поиску

Файл:ABWR Toshiba 1.jpg
Модель Toshiba ABWR, ставшего в 1996 году первым действующим реактором поколения III

Реакторы поколения III — ядерные реакторы, появившиеся в результате эволюции реакторов поколения II. Характерными чертами этих реакторов являются более высокая топливная эффективность, улучшенный тепловой КПД, значительное усовершенствование системы безопасности (включая пассивную ядерную безопасность) и стандартизация конструкции для снижения капитальных затрат и затрат на техническое обслуживание. Первым реактором поколения III стал в 1996 году реактор энергоблока 6 на АЭС Касивадзаки, относящийся к типу улучшенных кипящих водяных реакторов.

В связи с длительным периодом застоя в строительстве новых реакторов и продолжающейся (но снижающейся) популярностью проектов поколения II/II+, в мире существует относительно немного реакторов третьего поколения. Конструкции поколения IV по состоянию на 2020 год все еще находятся в разработке.

Обзор

Хотя различия между реакторами поколений II и III являются во многом условными, реакторы поколения III рассчитаны на более длительный срок эксплуатации (60 лет с возможностью продления до 100 лет и более) по сравнению с реакторами поколения II, которые рассчитаны на 40 лет эксплуатации с возможностью продления до 60[1][2].

Частота повреждений активной зоны этих реакторов составляет 60 случаев для EPR и 3 случая ESBWR[3] на 100 миллионов реакторо-лет по сравнению с 1000 для реактора BWR/4 поколения II.

Реактор EPR третьего поколения затрачивает примерно на 17% меньше урана на единицу произведенной электроэнергии, чем реакторы II поколения[4]. Независимый анализ, проведенный ученым-экологом Барри Бруком относительно большей эффективности и, следовательно, более низких материальных потребностей реакторов поколения III, подтверждает этот вывод. [5]

Реакция и критика

Файл:Schemata core catcher EPR.jpg
Ловушка расплава EPR предназначена для улавливания кориума в случае его расплавления

И сторонники, и некоторые из критиков ядерной энергетики согласны, что реакторы третьего поколения в целом более безопасны, чем старые реакторы. 

Эдвин Лайман, старший научный сотрудник Союза озабоченных ученых, поставил под сомнение конкретные решения по экономии затрат, принятые для двух реакторов поколения III, AP1000 и ESBWR. Лайман, Джон Ма (старший инженер-конструктор NRC) и Арнольд Гундерсен (консультант по вопросам ядерной безопасности) обеспокоены тем, что бетонный щит вокруг AP1000 не имеет достаточного запаса прочности в случае прямого удара самолета[6][7]. Есть специалисты, придерживающиеся противоположного мнения, считая запас прочности защитной оболочки этого реактора удовлетворительным[8].

Союз обеспокоенных ученых в 2008 году назвал EPR единственной новой конструкцией реактора, рассматриваемой в Соединенных Штатах, которая «... кажется значительно более безопасной и более защищенной от атак, чем сегодняшние реакторы»[9] Шаблон:Rp.

Однако при постройке первых экземпляров реакторов III поколения выявились серьёзные технические проблемы, вызвавшие перерасход средств и затягивание сроков строительства, как, например, в случае с новыми реакторами, строящимися во Франции на АЭС Фламанвиль[10].

Существующие и будущие реакторы

Первые реакторы поколения III были построены в Японии и относились к типу усовершенствованных реакторов с кипящей водой. В 2016 году на Нововоронежской АЭС II в России был введен в эксплуатацию реактор поколения III+ ВВЭР-1200/392М, который стал первым действующим реактором поколения III+[11]. Несколько других реакторов поколения III+ находятся на поздней стадии строительства в Европе, Китае, Индии и США. Следующим запущенным в эксплуатацию реактором поколения III+ стал реактор Westinghouse AP1000 на АЭС Саньмэнь в Китае, который планировался к сдаче в 2015 году[12], однако был завершен и достиг критичности 21 июня 2018 г. и введен в промышленную эксплуатацию 21 сентября 2018 г. 

В США конструкции реакторов сертифицированы Комиссией по ядерному регулированию (NRC). На октябрь 2010 года Комиссия одобрила пять проектов и рассматривает еще пять[13].

Реакторы поколения III

Реакторы поколения III, строящиеся и эксплуатируемые

Разработчики Название Тип МВт эл. (Нетто) МВт эл. (Брутто) МВт т Заметки
General Electric, Toshiba, Hitachi ABWR;
US-ABWR 		BWR 1350 1420 3926 На АЭС Каcивадзаки с 1996 года. Сертифицирован NRC в 1997 году[9]
KEPCO APR-1400 PWR 1383 1455 3983 На АЭС Кори с января 2016 года.
CGNPG ACPR-1000 1061 1119 2905 Улучшенная версия CPR-1000. Первый реактор на АЭС Янцзян-5 должен быть запущен в 2018 году.
CGNPG, CNNC Hualong One (HPR-1000) 1090 1170 3050 Частично это слияние китайских проектов ACPR-1000 и ACP-1000, но, в конечном итоге, это постепенное усовершенствование предшествующих проектов CNP-1000 и CP-1000. [14] Первоначально предполагалось, что он будет называться «ACC-1000», но в конечном итоге получил название «Hualong One» или «HPR-1000». Блоки 3–6 Fangchenggang будут первыми, в которых будет использоваться конструкция HPR-1000, а блоки 3 и 4 в настоящее время строятся по Шаблон:На . [15]
ОКБ «Гидропресс» ВВЭР- 1000/428 990 1060 3000 Первая версия проекта AES-91, разработанная и использовавшаяся для блоков 1 и 2 Тяньвань, была запущена в 2007 году.
ВВЭР- 1000 / 428М 1050 1126 3000 Другая версия конструкции AES-91, также разработанная и используемая для Тяньвань (на этот раз для блоков 3 и 4, которые были запущены в 2017 и 2018 годах соответственно).
ВВЭР -1000/412 917 1000 3000 Первый построенный проект АЭС-92, использованный для Куданкулама.

Проекты поколения III, не принятые и не построенные

Разработчик Название реактора Тип Электрическая мощность (нетто), МВт Электрическая мощность (брутто), МВт Тепловая мощность, МВт Примечание
General Electric, Hitachi ABWR-II BWR 1638 1717 4960 Улучшенная версия ABWR. Неопределенный статус развития.
Mitsubishi APWR; US-APWR; EU-APWR;APWR+ PWR 1600 1700 4451 Два блока, запланированные на Цуруге, отменены в 2011 году. Лицензирование NRC США двух блоков, запланированных на Comanche Peak, было приостановлено в 2013 году. Оригинальный APWR и обновленный US-APWR / EU-APWR (также известный как APWR +) значительно отличаются по своим конструктивным характеристикам, при этом APWR + имеет более высокий КПД и электрическую мощность.
Westinghouse AP600 600 619 ? Сертифицирован NRC в 1999 году. [9] Развивается в более крупную конструкцию AP1000. [16]
Combustion Engineering System 80+ 1350 1400 ? Сертифицирован NRC в 1997 году. На базе корейского АПР-1400 . [17]
ОКБ «Гидропресс» ВВЭР-1000/466 (Б) 1011 1060 3000 Это был первый разработанный проект AES-92, первоначально предназначавшийся для строительства на предлагаемой АЭС Белене, но позже строительство было остановлено.
Candu Energy Inc. EC6 PHWR ? 750 2084 EC6 (Enhanced CANDU 6) - это эволюционная модернизация предыдущих разработок CANDU. Как и другие конструкции CANDU, он может использовать в качестве топлива необогащенный природный уран.
AFCR ? 740 2084 Реактор CANDU с усовершенствованным топливом представляет собой модифицированную конструкцию EC6, которая была оптимизирована для обеспечения максимальной топливной гибкости и способности обрабатывать многочисленные потенциально переработанные топливные смеси и даже торий. В настоящее время он находится на поздней стадии разработки в рамках совместного предприятия SNC-Lavalin, CNNC и Shanghai Electric .
Разные (см. МКЭР ст. ) MKER BWR 1000 ? 2085 А Развитие ядерного энергетического реактора РБМК. Исправлены все ошибки и недостатки конструкции реактора РБМК, а также добавлено здание полной защитной оболочки и функции пассивной ядерной безопасности, такие как система пассивного охлаждения активной зоны. Физический прототип МКЭР-1000 - 5-й блок Курской АЭС . Строительство Курска-5 было отменено в 2012 году, а с 2018 года строится ВВЭР-ТОИ, строительство которого продолжается с 2018 года. [18] [19] [20] (см. Статью о РБМК)

Реакторы поколения III+

Файл:Usina Nuclear em Novovoronezh, Rússia 01.jpg
Нововоронежская АЭС-2 с первым в мире ядерным реактором поколения III+
Файл:PHWR under Construction at Kakrapar Gujarat India.jpg
Строящиеся блоки 3 и 4 АЭС Какрапар, первые реакторы поколения III+ в Индии

Конструкции реакторов поколения III+ представляют собой эволюционное развитие реакторов поколения III, предлагающие повышение безопасности по сравнению с конструкциями реакторов поколения III. Производители начали разработку систем поколения III+ в 1990-х годах, опираясь на опыт эксплуатации легководных реакторов в США, Японии и Западной Европе. 

Атомная промышленность начала подготовку к «ядерному ренессансу», стремясь в проектах поколения III+ решить три ключевые проблемы: безопасность, снижение стоимости и новые технологии сборки. Прогнозируемые затраты на строительство составляли 1 долл. США на ватт электрической мощности, а время строительства оценивалось в четыре года или меньше. Однако эти оценки оказались излишне оптимистичными. 

Заметным улучшением систем поколения III + по сравнению с конструкциями второго поколения является включение в некоторые конструкции пассивной безопасности, которые не требуют активных элементов управления или вмешательства оператора, а вместо этого полагаются на гравитацию или естественную конвекцию для смягчения воздействия экстремальных событий. 

Дополнительные функции безопасности были внесены в конструкцию под влиянием катастрофы, произошедшей на АЭС Фукусима в 2011 году. В конструкциях поколения III+ пассивная безопасность не требует действий оператора или функционирования электронных устройств, благодаря чему может работать в условиях эвакуации персонала и отключения электричества. Многие из ядерных реакторов поколения III+ имеют ловушку расплава. Если оболочки твэлов и корпус реактора, а также связанные с ними трубопроводы расплавятся, кориум упадет в уловитель активной зоны, который удерживает расплавленный материал и имеет возможность его охлаждать. Это, в свою очередь, защищает последний барьер — герметичную оболочку. Первая в мире ловушка расплава массой 200 тонн была установлена Росатомом на реакторе ВВЭР АЭС Руппур-1 в Бангладеш[21][22]. В 2017 году Росатом начал промышленную эксплуатацию реактора ВВЭР-1200 энергоблока 1 Нововоронежской АЭС-2, что стало первым в мире запуском реактора поколения III+[23].

Реакторы поколения III+, строящиеся и эксплуатируемые

Разработчик Название реактора Тип Электрическая мощность (нетто), МВт Электрическая мощность (брутто), МВт Тепловая мощность, МВт Первое включение Примечание
Westinghouse, Toshiba AP1000 PWR 1117 1250 3400 30.06.2018 АЭС Саньмэнь[24] Сертифицировано NRC в декабре 2005 г. [9]
SNPTC, Westinghouse CAP1400 1400 1500 4058 Совместная американо-китайская разработка, локализованная конструкция на основе AP1000. Соглашение о совместной разработке Westinghouse дает Китаю права интеллектуальной собственности на все совместно разрабатываемые электростанции электрической мощностью более 1350 МВт. Первые два блока в настоящее время строятся в АЭС Шидаовань. Планируется, что за CAP1400 последуют модели CAP1700 и/или CAP2100, если удастся масштабировать системы охлаждения.
Areva EPR 1660 1750 4590 29.06.2018 АЭС Тайшань [25]
ОКБ «Гидропресс» ВВЭР-1200/392М 1114 1180 3200 2016-08-05 Нововоронежская АЭС II[26] [27] Известен также как АЭС-2006/МИР-1200. Прототип, использованный для проекта ВВЭР-ТОИ.
ВВЭР-1200/491 1085 1199 3200 2018-03-09 Ленинградская АЭС II[28]
ВВЭР-1200/509 1114 1200 3200 АЭС «Аккую» I.
ВВЭР-1300/510 1115 1255 3300 Проект ВВЭР-1300 также известен как проект АЭС-2010 и иногда ошибочно обозначается как проект ВВЭР-ТОИШаблон:Кем. ВВЭР-1300/510 основан на ВВЭР-1200/392М, который изначально использовался в качестве прототипа проекта для проекта ВВЭР-ТОИ. В настоящее времяШаблон:Когда планируется строительство нескольких энергоблоков на российских атомных станциях. Строятся первые блоки Курской АЭС[29] [30].
ВВЭР-1200/513 ? 1200 3200 Вариант ВВЭР-1200, частично основанный на проекте ВВЭР-1300/510 (который является прототипом для проекта ВВЭР-ТОИ). Ожидается, что первая установка будет завершена к 2022 году на АЭС «Аккую».
ВВЭР-1200/523 1080 1200 3200 АЭС Руппур в Бангладеш находится в стадии строительства. Два энергоблока ВВЭР-1200/523 планируется ввести в эксплуатацию в 2023 и 2024 годах[31].
BARC (Индия) IPHWR-700 PHWR 630 700 2166 2021 г. Преемник отечественного PHWR мощностью 540 МВт с увеличенной мощностью и дополнительными функциями безопасности. Строится и должен быть сдан в эксплуатацию в 2020 году. Энергоблок № 3 АЭС Какрапар впервые набрал критическую мощность 22 июля 2020 года, подключен к сети 10 января 2020 года[32].

Проекты поколения III+, не принятые и не построенные

Разработчик Название реактора Тип Электрическая мощность (нетто), МВт Электрическая мощность (брутто), МВт Тепловая мощность, МВт Примечания
Toshiba ЕС-ABWR BWR ? 1600 4300 Обновленная версия ABWR, разработана в соответствии с директивами ЕС, увеличена мощность реактора, конструкция улучшена до уровня III+.
Areva Керена 1250 1290 3370 Ранее известен как SWR-1000. Основан на немецких проектах BWR, в основном на проектах АЭС Гундремминген B/C. Разработан совместно Areva и E.ON.
General Electric, Hitachi ESBWRen 1520 1600 4500 На основе еще не выпущенной конструкции SBWR, которая, в свою очередь, была основана на ABWR. Считается, что проект разрабатывался для АЭС Норт Анна-3 (СЩА). Полностью отказывается от использования рециркуляционных насосов в пользу естественной циркуляции, что очень необычно для конструкции реактора с кипящей водой.
KEPCO APR + PWR 1505 1560 4290 Преемник АПР-1400 с увеличенной мощностью и дополнительными функциями безопасности.
Areva, Mitsubishi ATMEA1 1150 ? 3150 Предлагался для планируемой АЭС Синоп (Турция)
ОКБ «Гидропресс» ВВЭР-600/498 ? 600 1600 Уменьшенный вариант ВВЭР-1200. Коммерческое развертывание планируется к 2030 году на Кольской АЭС.
Candu Energy Inc. (Канада) ACR-1000 PHWR 1085 1165 3200 Усовершенствованный реактор CANDU с традиционным тяжеловодным замедлителем, но легководным хладагентом. Это значительно снижает затраты на тяжелую воду, но реактор теряет характерную способность CANDU использовать в качестве топлива необогащённый природный уран.

См. также

Примечания

Шаблон:Примечания

 

Ссылки

Шаблон:Ядерные технологии

Партнерские ресурсы
Криптовалюты
Магазины
Хостинг
Разное

  1. ↑ Шаблон:Cite web
  2. ↑ Шаблон:Cite web
  3. ↑ Шаблон:Cite web
  4. ↑ Шаблон:Cite web
  5. ↑ Шаблон:Cite web
  6. ↑ Шаблон:Cite web
  7. ↑ Matthew L. Wald. Critics Challenge Safety of New Reactor Design New York Times, April 22, 2010.
  8. ↑ Шаблон:Cite news
  9. ↑ 9,0 9,1 9,2 9,3 Шаблон:Cite web
  10. ↑ Шаблон:Cite web
  11. ↑ Шаблон:Cite web
  12. ↑ Шаблон:Cite web
  13. ↑ Шаблон:Cite web
  14. ↑ Шаблон:Cite journal
  15. ↑ Шаблон:Cite news
  16. ↑ Шаблон:Cite web
  17. ↑ Шаблон:Cite web
  18. ↑ Шаблон:Cite web
  19. ↑ Шаблон:Cite web
  20. ↑ Шаблон:Cite web
  21. ↑ Шаблон:Cite web
  22. ↑ Шаблон:Cite web
  23. ↑ Шаблон:Cite web
  24. ↑ Шаблон:Cite news
  25. ↑ Шаблон:Cite web
  26. ↑ Шаблон:Cite news
  27. ↑ Шаблон:Cite web
  28. ↑ Шаблон:Cite news
  29. ↑ Шаблон:Cite web
  30. ↑ Шаблон:Cite web
  31. ↑ Шаблон:Cite web
  32. ↑ Шаблон:Cite web
Источник — http://wikihandbk.com/ruwiki/index.php?title=Русская_Википедия:Ядерные_реакторы_поколения_III&oldid=11424186