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.
Частота повреждений активной зоны этих реакторов составляет 60 случаев для EPR и 3 случая ESBWR 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. Независимый анализ, проведенный ученым-экологом Барри Бруком относительно большей эффективности и, следовательно, более низких материальных потребностей реакторов поколения III, подтверждает этот вывод.
Реакция и критика
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 самолетаMatthew L. Wald. Critics Challenge Safety of New Reactor Design New York Times, April 22, 2010.. Есть специалисты, придерживающиеся противоположного мнения, считая запас прочности защитной оболочки этого реактора удовлетворительным.
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» .
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.
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+. 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, 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.
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 Касивадзаки с 1996 года. Сертифицирован NRC в 1997 году 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 (HPR1000) 1090 1170 3050 HPR1000 является собственной китайской разработкой. Частично это слияние китайских проектов ACPR-1000 и ACP-1000, но, в конечном итоге, это постепенное усовершенствование предшествующих проектов CNP-1000 и CP-1000. Первоначально предполагалось, что он будет называться «ACC-1000», но в конечном итоге получил название «Hualong One» или «HPR1000». Блоки 5–6 АЭС Фуцин введённые в строй в 2021 году стали первыми, в которых стал использоваться реактор HPR1000. 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. Развивается в более крупную конструкцию AP1000. Combustion Engineering System 80+ 1350 1400 ? Сертифицирован NRC в 1997 году. На базе корейского АПР-1400 . 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. (см. Статью о РБМК)
Реакторы поколения III+
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. В 2017 году Росатом начал промышленную эксплуатацию реактора ВВЭР-1200 энергоблока 1 Нововоронежской АЭС-2, что стало первым в мире запуском реактора поколения III+.
Реакторы поколения III+, строящиеся и эксплуатируемые