Войти
Модель Toshiba ABWR, которая стала первым действующим реактором поколения III в 1996 году. Класс ядерных реакторов с повышенной безопасностью по сравнению с его предшественниками A реактор поколения III является развитием конструкции второго поколения ядерного реактора, включающей эволюционные усовершенствования конструкции, разработанные в течение срока службы конструкции реакторов поколения II. К ним относятся улучшенная топливная технология, превосходная тепловая эффективность, значительно улучшенные системы безопасности (включая пассивную ядерную безопасность ) и стандартизованные конструкции для уменьшения эксплуатационные и капитальные затраты. Первым реактором поколения III, который начал работу, был Kashiwazaki 6 (ABWR ) в 1996 году.
Из-за длительного периода застоя в строительстве новых реакторов и В связи с продолжающейся (но снижающейся) популярностью проектов поколения II / II + в новом строительстве было построено относительно небольшое количество реакторов третьего поколения. Проекты поколения IV по состоянию на 2020 год все еще находятся в разработке.
Хотя это различие произвольно, усовершенствования в технологии реакторов в реакторах третьего поколения призваны привести к более длительный срок эксплуатации (рассчитанный на 60 лет эксплуатации с возможностью продления до 100+ лет эксплуатации до капитального ремонта и замены корпуса реактора ) по сравнению с используемыми в настоящее время реакторами поколения II (рассчитанными на 40 лет эксплуатации, возможность продления до 60+ лет эксплуатации до капитального ремонта и замены корпуса высокого давления).
Частота повреждения активной зоны для этих реакторов спроектирована так, чтобы быть ниже, чем для реакторов поколения II - 60 случаев повреждения активной зоны для EPR и 3 события повреждения активной зоны для ESBWR на 100 миллионов реакторо-лет значительно ниже, чем 1000 событий повреждения активной зоны на 100 миллионов реакторно-лет для реакторов BWR / 4 поколения II.
Реактор EPR третьего поколения также был спроектирован для более эффективного использования урана, чем реакторы предыдущего поколения II, с использованием примерно на 17% меньше урана на единицу произведенной электроэнергии по сравнению с реакторами более старых технологий. Независимый анализ, проведенный ученым-экологом Барри Бруком относительно большей эффективности и, следовательно, более низких материальных потребностей реакторов поколения III, подтверждает этот вывод.
EPR core уловитель предназначен для улавливания кориума в случае расплавления. Некоторые реакторы поколения III включают в себя улавливатель активной зоны. Сторонники ядерной энергетики и некоторые исторически критически настроенные люди признали, что реакторы третьего поколения в целом более безопасны, чем старые реакторы.
Эдвин Лайман, старший научный сотрудник Союза обеспокоенных ученых, поставил под сомнение конкретные решения по экономии затрат, выбранные для двух реакторов поколения III, оба AP1000 и ESBWR. Лайман, Джон Ма (старший инженер-конструктор в NRC) и Арнольд Гундерсен (консультант по ядерной безопасности ) обеспокоены тем, что они считают слабыми сторонами стального защитного корпуса и бетонный щит вокруг AP1000 в том смысле, что его защитный корпус не имеет достаточного запаса прочности в случае прямого удара самолета. Другие инженеры не согласны с этими опасениями и утверждают, что защитное здание больше, чем достаточный с точки зрения запаса прочности и факторов безопасности.
Союз обеспокоенных ученых в 2008 г. назвал EPR единственной новой конструкцией реактора, рассматриваемой в США, которая «... похоже, может быть значительно более безопасным и защищенным от атак, чем сегодняшние реакторы».
Также были проблемы с изготовлением прецизионных деталей, необходимых для обеспечения безопасной эксплуатации этих реакторов, с большими затратами. перебег, сломанные детали и очень тонкий стальной допуск Вероятность возникновения проблем с новыми реакторами, строящимися в Франции на АЭС Фламанвиль.
Первые реакторы поколения III были построены в Японии, в форма Усовершенствованные реакторы с кипящей водой. В 2016 году на Нововоронежской атомной электростанции II в России введен в эксплуатацию реактор III + ВВЭР-1200 / 392M, который стал первым действующим реактором поколения III +. Несколько других реакторов поколения III + находятся на поздней стадии строительства в Европе, Китае, Индии и США. Следующий реактор поколения III +, который будет запущен в эксплуатацию, - это реактор Westinghouse AP1000, АЭС Санмэнь в Китае, который должен был быть введен в эксплуатацию в 2015 году. Он был завершен и достиг критичности 21 июня 2018 г. и введены в промышленную эксплуатацию 21 сентября 2018 г.
В США конструкции реакторов сертифицированы Комиссией по ядерному регулированию (NRC). По состоянию на октябрь 2014 года комиссия утвердила пять проектов, а также рассматривает еще пять проектов.
| Разработчик (и) | Название (я) реактора | Тип | MWe(нетто) | MWe(брутто) | MWth | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|
| General Electric, Toshiba, Hitachi | ABWR;. US-ABWR | BWR | 1350 | 1420 | 3926 | Работает в Кашивадзаки с 1996 года. NRC сертифицирован в 1997 году. |
| KEPCO | APR-1400 | PWR | 1383 | 1455 | 3983 | Работает в Кори с января 2016 года. |
| CGNPG | ACPR-1000 | 1061 | 1119 | 2905 | Улучшенная версия CPR-1000. Первый реактор должен быть запущен в 2018 году в районе Янцзян -5. | |
| CGNPG, CNNC | Hualong One (HPR-1000) | 1090 | 1170 | 3050 | Частично слияние китайских проектов ACPR-1000 и ACP-1000, но, в конечном итоге, это постепенное усовершенствование предшествующих проектов CNP-1000 и CP-1000. Изначально предполагалось, что он будет называться «ACC-1000», но в конечном итоге получил название «Hualong One» или «HPR-1000». Fangchenggang Блоки 3–6 будут первыми, в которых будет использована конструкция HPR-1000, с 2017 года блоки 3 и 4 находятся в стадии строительства. | |
| ОКБМ Африкантов | ВВЭР -1000 / 428 | 990 | 1060 | 3000 | Первая версия конструкции AES-91, разработанная и используемая для Тяньвань Блоки 1 2, который был введен в эксплуатацию в 2007 году. | |
| ВВЭР -1000 / 428М | 1050 | 1126 | 3000 | Другая версия конструкция AES-91, также разработанная и используемая для Тяньвань (на этот раз для блоков 3 и 4, которые были введены в эксплуатацию в 2017 и 2018 годах соответственно). | ||
| ВВЭР -1000/412 | 917 | 1000 | 3000 | Первая построенная конструкция АЭС-92, использованная для Куданкулам. |
| Разработчик (и) | Название (я) реактора | Тип | MWe(нетто) | MWe(брутто) | MWth | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 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 Цуруга, отменены в 2011 году. Лицензирование NRC США на два блока, запланированных на Comanche Peak, было приостановлено в 2013 году. Исходный 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 | ? | Сертифицировано NRC в 1999 году. Развивается в более крупную конструкцию AP1000. | |
| Combustion Engineering | System 80+ | 1350 | 1400 | ? | Сертифицирован NRC в 1997 г. На основе Корейского АПР-1400. | |
| ОКБМ Африкантов | ВВЭР -1000/466 (В) | 1011 | 1060 | 3000 | Это была первая разработанная конструкция AES-92, первоначально предназначавшаяся для строительства на предлагаемой АЭС Белене, но 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 | Усовершенствованный топливный реактор CANDU представляет собой модифицированную конструкцию EC6, оптимизированную для максимальной гибкости использования топлива с возможностью работы с многочисленными потенциально переработанными топливными смесями и даже торий. В настоящее время он находится на поздней стадии разработки в рамках совместного предприятия SNC-Lavalin, CNNC и Shanghai Electric. | ||
| Different (см. MKER Статья.) | МКЭР | BWR | 1000 | ? | 2085 | А Разработка атомного энергетического реактора РБМК. Исправлены все ошибки и недостатки конструкции реактора РБМК, а также добавлено здание полной защиты и функции пассивной ядерной безопасности, такие как система пассивного охлаждения активной зоны. Физическим прототипом МКЭР-1000 является 5-й блок Курской АЭС. Строительство «Курской 5» было отменено в 2012 году, и вместо 2018 строится ВВЭР-ТОИ, строительство которого ведется с 2018 года (см. Статью РБМК ) |
Нововоронежская АЭС II с первым в мире ядерным реактором поколения III + 
На Руппурской АЭС строятся два блока ВВЭР-1200. в Бангладеш 
АЭС Какрапар Строящиеся блоки 3 и 4. Первый реактор поколения III + в Индии Конструкции реакторов поколения III + представляют собой эволюционное развитие реакторов поколения III, предлагая повышение безопасности по сравнению с реакторами поколения III. Производители начали разработку систем поколения III + в 1990-х годах, основываясь на опыте эксплуатации американских, японских и западноевропейских легководных реакторов.
Атомная промышленность начала продвигать ядерный ренессанс предполагая, что конструкции поколения III + должны решать три ключевые проблемы: безопасность, стоимость и возможность сборки. Прогнозируемые затраты на строительство составили 1 000 долларов США / кВт, что сделало бы атомную энергетику конкурентоспособной по сравнению с газом, и предполагалось, что время строительства составит 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 функций пассивной безопасности, которые не требуют активных элементов управления или вмешательства оператора, а вместо этого полагаются на гравитацию или естественную конвекцию для смягчения воздействия аномальные события.
Реакторы поколения III + включают дополнительные функции безопасности, чтобы избежать катастрофы, произошедшей на Фукусиме в 2011 году. В конструкции поколения III + пассивная безопасность, также известная как пассивное охлаждение, не требует постоянного вмешательства оператора или электронная обратная связь для безопасного останова установки в случае аварии. Многие ядерные реакторы поколения III + имеют улавливатель активной зоны. Если системы оболочек твэлов и корпуса реактора, а также связанные с ними трубопроводы расплавятся, кориум упадет в уловитель активной зоны, который удерживает расплавленный материал и может его охлаждать. Это, в свою очередь, защищает последний барьер, здание содержания. Например, Росатом установил уловитель активной зоны на 200 тонн в реакторе ВВЭР как первую крупную единицу оборудования в реакторном здании Руппур 1, описав его как «уникальную систему защиты». В 2017 году Росатом начал промышленную эксплуатацию реактора НВАЭС-2 Блок 1 ВВЭР-1200 в центральной части России, что стало первым в мире полным пуском реактор поколения III +.
| Разработчик (и) | Название (я) реактора | Тип | MWe(нетто) | MWe(брутто) | MWth | 1-е подключение к сети | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Westinghouse, Toshiba | AP1000 | PWR | 1117 | 1250 | 3400 | 2018-06-30 Sanmen | NRC сертифицировано в декабре 2005 г. |
| SNPTC, Westinghouse | CAP1400 | 1400 | 1500 | 4058 | Первая китайская совместная разработка и увеличенная «родная» версия / производная AP1000. Соглашение о совместной разработке Westinghouse дает Китаю права интеллектуальной собственности на все совместно разрабатываемые станции мощностью>1350 МВт. Первые два блока в настоящее время строятся в Shidao Bay. Планируется, что за CAP1400 последуют модели CAP1700 и / или CAP2100, если системы охлаждения можно будет масштабировать достаточно далеко. | ||
| Areva | EPR | 1660 | 1750 | 4590 | 2018-06-29 Тайшань | ||
| ОКБ Гидропресс | ВВЭР -1200 / 392М | 1114 | 1180 | 3200 | 05.08.2016 Нововоронеж II | ВВЭР- Серия 1200 также известна как конструкция AES-2006 / MIR-1200. Именно эта модель была исходной эталонной моделью, использованной в проекте ВВЭР-ТОИ. | |
| ВВЭР -1200/491 | 1085 | 1199 | 3200 | 09.03.2018 Ленинград II | |||
| ВВЭР -1200/509 | 1114 | 1200 | 3200 | Строится в Аккую 1. | |||
| ВВЭР -1200 / 523 | 1080 | 1200 | 3200 | 2,4 GWe Атомная электростанция Руппур в Бангладеш. Два блока ВВЭР-1200/523 мощностью 2,4 ГВт планируется ввести в эксплуатацию в 2023 и 2024 годах. | |||
| ВВЭР -1200/513 | ? | 1200 | 3200 | Унифицированный вариант ВВЭР-1200, частично основанный на проекте ВВЭР-1300/510 (который является текущим эталонным проектом для проекта ВВЭР-ТОИ ). Ожидается, что первый блок будет завершен к 2022 году в Аккую. | |||
| BARC | IPHWR-700 | PHWR | 630 | 700 | 2166 | 2020 | Преемник местного PHWR мощностью 540 МВт с увеличенной мощностью и дополнительными функциями безопасности. Строится и должен быть введен в эксплуатацию в 2020 году. Блок 3 на Какрапарской АЭС достиг первой критичности 22 июля 2020 года. |
| Разработчик (и) | Название (я) реактора | Тип | MWe(нетто) | MWe(брутто) | MWth | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Toshiba | EU-ABWR | BWR | ? | 1600 | 4300 | Обновленная версия ABWR, разработанная для соответствия директивам ЕС, увеличения мощности реактора и улучшения конструкции до III +. |
| Арева | Керена | 1250 | 1290 | 3370 | Ранее известный как SWR-1000. Основано на немецких проектах BWR, в основном на конструкции Gundremmingen блоков B / C. Совместная разработка Areva и E.ON. | |
| Areva, Mitsubishi | ATMEA1 | 1150 | ? | 3150 | Proposed Sinop завод не работает | |
| General Electric, Hitachi | ESBWR | 1520 | 1600 | 4500 | На основе ABWR. Рассматривается для Северная Анна-3. Полностью отказывается от использования рециркуляционных насосов в пользу конструкции, полностью полагающейся на естественную циркуляцию (что очень необычно для конструкции реактора с кипящей водой). | |
| KEPCO | APR + | PWR | 1505 | 1560 | 4290 | APR-1400 преемник с увеличенной мощностью и дополнительными функциями безопасности. |
| ОКБ Гидропресс | ВВЭР -1300/510 | 1115 | 1255 | 3300 | Также конструкция ВВЭР-1300 известна как проект АЭС-2010, иногда ошибочно обозначается как проект ВВЭР-ТОИ. ВВЭР-1300/510 основан на ВВЭР-1200 / 392М, который первоначально использовался в качестве эталонного проекта для проекта ВВЭР-ТОИ, хотя ВВЭР-1300/510 теперь выполняет эту роль (который привело к путанице между проектом установки ВВЭР-ТОИ и проектом реактора ВВЭР-1300/510). В настоящее время планируется строительство нескольких энергоблоков на нескольких российских атомных станциях. | |
| ВВЭР -600/498 | ? | 600 | 1600 | По сути, ВВЭР-1200 в уменьшенном масштабе. Коммерческое развертывание планируется к 2030 году на Кольском. | ||
| Candu Energy Inc. | ACR-1000 | PHWR | 1085 | 1165 | 3200 | Усовершенствованный реактор CANDU представляет собой гибридную конструкцию CANDU, которая сохраняет тяжеловодный замедлитель, но заменяет тяжеловодный хладагент обычным легководным хладагентом, что значительно снижает затраты по сравнению с традиционными конструкциями CANDU, но теряет характерную способность CANDU использовать в качестве топлива необогащенный природный уран. |
Портал ядерных технологий 