Reator Geração III - Generation III reactor

Modelo do Toshiba ABWR , que se tornou o primeiro reator da Geração III operacional em 1996.

Um reator de Geração III é um desenvolvimento de projetos de reatores nucleares de Geração II que incorporam melhorias evolutivas em projetos desenvolvidos durante a vida útil dos projetos de reatores de Geração II. Isso inclui tecnologia de combustível aprimorada , eficiência térmica superior , sistemas de segurança significativamente aprimorados (incluindo segurança nuclear passiva ) e projetos padronizados para redução de custos de manutenção e capital. O primeiro reator de Geração III a entrar em operação foi o Kashiwazaki 6 (um ABWR ) em 1996.

Devido ao prolongado período de estagnação na construção de novos reatores e à popularidade contínua (mas em declínio) dos projetos da Geração II / II + em novas construções, relativamente poucos reatores de terceira geração foram construídos. Os projetos da Geração IV ainda estão em desenvolvimento em 2020.

Visão geral

Embora a distinção seja arbitrária, as melhorias na tecnologia do reator em reatores de terceira geração têm como objetivo resultar em uma vida operacional mais longa (projetada para 60 anos de operação, extensível para mais de 100 anos de operação antes da revisão completa e substituição do vaso de pressão do reator ) em comparação com reatores de Geração II usados ​​atualmente (projetados para 40 anos de operação, extensíveis para mais de 60 anos de operação antes da revisão completa e substituição do vaso de pressão).

As frequências de dano de núcleo para esses reatores são projetadas para ser mais baixas do que para reatores de Geração II - 60 eventos de dano de núcleo para o EPR e 3 eventos de dano de núcleo para o ESBWR por 100 milhões de reator-ano são significativamente menores do que os 1.000 eventos de dano de núcleo por 100 milhões de reatores-anos para reatores BWR / 4 Geração II.

O reator EPR de terceira geração também foi projetado para usar o urânio de forma mais eficiente do que os reatores da Geração II mais antigos, usando aproximadamente 17% menos urânio por unidade de eletricidade gerada do que essas tecnologias de reator mais antigas. Uma análise independente conduzida pelo cientista ambiental Barry Brook sobre a maior eficiência e, portanto, menor necessidade de materiais dos reatores Gen III, corrobora este achado.

Resposta e crítica

Sala de captura do núcleo do EPR projetada para capturar o cório em caso de derretimento . Alguns reatores da Geração III incluem um coletor de núcleo em seu projeto.

Os defensores da energia nuclear e alguns que historicamente foram críticos reconheceram que os reatores de terceira geração como um todo são mais seguros do que os reatores mais antigos.

Edwin Lyman , um cientista sênior da Union of Concerned Scientists , desafiou as escolhas específicas de design de redução de custos feitas para dois reatores de Geração III, ambos AP1000 e ESBWR . Lyman, John Ma (um engenheiro estrutural sênior do NRC) e Arnold Gundersen (um consultor antinuclear ) estão preocupados com o que eles percebem como fraquezas na embarcação de contenção de aço e na construção de blindagem de concreto ao redor da AP1000 em sua embarcação de contenção não tem margens de segurança suficientes no caso de um impacto direto do avião. Outros engenheiros não concordam com essas preocupações e afirmam que o edifício de contenção é mais do que suficiente em termos de margens de segurança e fatores de segurança .

O Union of Concerned Scientists em 2008 se referiu ao EPR como o único novo projeto de reator em consideração nos Estados Unidos que "... parece ter o potencial de ser significativamente mais seguro e mais protegido contra ataques do que os reatores de hoje."

Também houve problemas na fabricação de peças de precisão necessárias para manter a operação segura desses reatores, com estouros de custo, peças quebradas e tolerâncias de aço extremamente finas, causando problemas com novos reatores em construção na França na Usina Nuclear de Flamanville .

Reatores existentes e futuros

Os primeiros reatores Geração III foram construídos no Japão, na forma de Reatores Avançados de Água fervente . Em 2016, um reator Geração III + VVER-1200 / 392M tornou-se operacional na Usina Nuclear II de Novovoronezh na Rússia, que foi o primeiro reator operacional Geração III +. Vários outros reatores Geração III + estão em fase final de construção na Europa, China, Índia e Estados Unidos. O próximo reator Geração III + a entrar em operação é um reator Westinghouse AP1000 , a Central Nuclear de Sanmen, na China, que estava programada para entrar em operação em 2015. Foi concluído e atingiu a criticidade em 21 de junho de 2018, e entrou em operação comercial em 21 de setembro de 2018.

Nos Estados Unidos, os projetos de reatores são certificados pela Nuclear Regulatory Commission (NRC). Em outubro de 2014, a comissão aprovou cinco projetos e também está considerando outros cinco.

Reatores Geração III

Reatores da Geração III atualmente em operação ou em construção

Desenvolvedor (s) Nome (s) do reator Modelo MW e (líquido) MW e (bruto) MW th Notas
General Electric , Toshiba , Hitachi ABWR;
US-ABWR
BWR 1350 1420 3926 Em operação em Kashiwazaki desde 1996. NRC certificado em 1997.
KEPCO ABR-1400 PWR 1383 1455 3983 Em operação na Kori desde janeiro de 2016.
CGNPG ACPR-1000 1061 1119 2905 Versão aprimorada do CPR-1000 . O primeiro reator deve entrar em operação em 2018 em Yangjiang -5.
CGNPG , CNNC Hualong One (HPR-1000) 1090 1170 3050 Em parte, uma fusão dos designs chineses ACPR-1000 e ACP-1000, mas, em última análise, uma melhoria desenvolvida de forma incremental nos designs anteriores do CNP-1000 e CP-1000. Pretendia-se inicialmente que fosse denominado "ACC-1000", mas acabou sendo denominado "Hualong One" ou "HPR-1000". As unidades 3 a 6 de Fangchenggang serão as primeiras a utilizar o design HPR-1000, com as unidades 3 e 4 atualmente em construção em 2017.
OKBM Afrikantov VVER -1000/428 990 1060 3000 Primeira versão do design do AES-91, projetado e usado para as unidades 1 e 2 da Tianwan , que entrou no ar em 2007.
VVER -1000 / 428M 1050 1126 3000 Outra versão do design AES-91, também projetada e usada para Tianwan (desta vez para as unidades 3 e 4, que entraram em operação em 2017 e 2018, respectivamente).
VVER -1000/412 917 1000 3000 Primeiro projeto AES-92 construído, usado para o Kudankulam .

Projetos da Geração III ainda não adotados ou construídos

Desenvolvedor (s) Nome (s) do reator Modelo MW e (líquido) MW e (bruto) MW th Notas
General Electric , Hitachi ABWR-II BWR 1638 1717 4960 Versão aprimorada do ABWR. Status de desenvolvimento incerto.
Mitsubishi APWR;
US-APWR;
EU-APWR;
APWR +
PWR 1600 1700 4451 Duas unidades planejadas em Tsuruga canceladas em 2011. O licenciamento do NRC dos EUA para duas unidades planejadas em Comanche Peak foi suspenso em 2013. O APWR original e o US-APWR / EU-APWR atualizado (também conhecido como APWR +) diferem significativamente em suas características de design , com o APWR + tendo maior eficiência e potência elétrica.
Westinghouse AP600 600 619 ? NRC certificado em 1999. Evoluiu para o design AP1000 maior.
Engenharia de Combustão Sistema 80+ 1350 1400 ? NRC certificado em 1997. Forneceu uma base para o APR-1400 coreano .
OKBM Afrikantov VVER -1000/466 (B) 1011 1060 3000 Este foi o primeiro projeto AES-92 a ser desenvolvido, originalmente planejado para ser construído na proposta da Usina Nuclear de Belene , mas a construção foi interrompida posteriormente.
Candu Energy Inc. EC6 PHWR ? 750 2084 O EC6 (Enhanced CANDU 6) é uma atualização evolutiva dos designs CANDU anteriores. Como outros designs CANDU, ele é capaz de usar urânio natural não enriquecido como combustível.
AFCR ? 740 2084 O Reator de Combustível Avançado CANDU é um projeto EC6 modificado que foi otimizado para extrema flexibilidade de combustível com a capacidade de lidar com várias misturas de combustível reprocessado em potencial e até mesmo tório. Atualmente está passando por um estágio final de desenvolvimento como parte de uma joint venture entre SNC-Lavalin , CNNC e Shanghai Electric .
Vários (consulte o artigo MKER .) MKER BWR 1000 ? 2085 A Desenvolvimento do reator de energia nuclear RBMK . Corrige todos os erros e falhas de projeto do reator RBMK e adiciona um edifício de contenção completo e recursos de segurança nuclear passiva , como um sistema de resfriamento de núcleo passivo. O protótipo físico do MKER-1000 é a 5ª unidade da Usina Nuclear de Kursk . A construção do Kursk 5 foi cancelada em 2012 e um VVER-TOI cuja construção está em andamento desde 2018 está sendo construído em vez de 2018. (ver artigo RBMK )

Reatores Geração III +

Usina Nuclear Novovoronezh II com o primeiro reator nuclear Geração III + do mundo
Kakrapar Atomic Power Station Unit 3 e 4 em construção. Primeiro reator Geração III + da Índia

Os projetos de reatores Gen III + são um desenvolvimento evolutivo dos reatores Gen III, oferecendo melhorias na segurança em relação aos projetos de reatores Gen III. Os fabricantes começaram o desenvolvimento de sistemas Gen III + na década de 1990, com base na experiência operacional dos reatores de água leve americanos, japoneses e da Europa Ocidental .

A indústria nuclear começou a promover um renascimento nuclear, sugerindo que os projetos da Geração III + deveriam resolver três problemas principais: segurança, custo e capacidade de construção. Previa-se um custo de construção de US $ 1.000 / kW, nível que tornaria a energia nuclear competitiva com o gás, e previa-se um tempo de construção de quatro anos ou menos. No entanto, essas estimativas se mostraram otimistas demais.

Uma melhoria notável dos sistemas Gen III + em relação aos projetos de segunda geração é a incorporação em alguns projetos de recursos de segurança passiva que não requerem controles ativos ou intervenção do operador, mas dependem da gravidade ou convecção natural para mitigar o impacto de eventos anormais.

Os reatores da Geração III + incorporam recursos extras de segurança para evitar o tipo de desastre sofrido em Fukushima em 2011. Projetos da Geração III +, segurança passiva, também conhecida como resfriamento passivo, não requer nenhuma ação sustentada do operador ou feedback eletrônico para desligar a planta com segurança no caso de uma emergência. Muitos dos reatores nucleares Geração III + têm um coletor de núcleo . Se o revestimento de combustível e os sistemas de vasos do reator e a tubulação associada se fundirem, o cório cairá em um coletor de núcleo que mantém o material fundido e tem a capacidade de resfriá-lo. Isso, por sua vez, protege a barreira final, o edifício de contenção . Como exemplo, a Rosatom instalou um coletor de núcleo de 200 toneladas no reator VVER como a primeira grande peça de equipamento no prédio do reator de Rooppur 1 , descrevendo-o como "um sistema de proteção único". Em 2017, a Rosatom iniciou as operações comerciais do reator NVNPP-2 Unit 1 VVER-1200 na Rússia central, marcando a primeira partida completa de um reator de geração III + no mundo.


Reatores Geração III + atualmente em operação ou em construção

Desenvolvedor (s) Nome (s) do reator Modelo MW e (líquido) MW e (bruto) MW th 1ª conexão de rede Notas
Westinghouse , Toshiba AP1000 PWR 1117 1250 3400 30/06/2018 Sanmen NRC certificada em dezembro de 2005.
SNPTC , Westinghouse CAP1400 1400 1500 4058 A primeira versão / derivada "nativa" chinesa co-desenvolvida e convertida do AP1000. O acordo de co-desenvolvimento da Westinghouse dá à China os direitos de IP para todas as usinas co-desenvolvidas> 1350 MWe. As duas primeiras unidades atualmente em construção na Baía de Shidao . O CAP1400 foi planejado para ser seguido por um projeto CAP1700 e / ou CAP2100 se os sistemas de resfriamento puderem ser ampliados o suficiente.
Areva EPR 1660 1750 4590 29/06/2018 Taishan
OKB Gidropress VVER -1200 / 392M 1114 1180 3200 2016-08-05 Novovoronezh II A série VVER-1200 também é conhecida como design AES-2006 / MIR-1200. Este modelo particular foi o modelo de referência original usado para o projeto VVER-TOI .
VVER -1200/491 1085 1199 3200 09/03/2018 Leningrado II
VVER -1200/509 1114 1200 3200 Em construção em Akkuyu 1 .
VVER -1200/523 1080 1200 3200 2.4 GWe A Usina Nuclear Rooppur de Bangladesh está em construção. As duas unidades de VVER-1200/523, gerando 2,4 GWe, estão planejadas para operar em 2023 e 2024.
VVER -1200/513 ? 1200 3200 Versão padronizada do VVER-1200 baseada em parte no design do VVER-1300/510 (que é o design de referência atual para o projeto VVER-TOI ). Espera-se que a primeira unidade seja concluída em 2022 em Akkuyu .
VVER -1300/510 1115 1255 3300 O design VVER-1300 também é conhecido como design AES-2010 e, às vezes, é erroneamente designado como design VVER-TOI. O VVER-1300/510 é baseado no VVER-1200 / 392M que foi originalmente usado como o design de referência para o projeto VVER-TOI , embora o VVER-1300/510 agora cumpra essa função (o que gerou confusão entre os VVER -TOI desenho de plantas e a VVER-1300/510 desenho do reactor ). Várias unidades estão atualmente planejadas para construção em várias usinas nucleares russas. Primeiras unidades em construção na Usina Nuclear de Kursk .
BARC IPHWR-700 PHWR 630 700 2166 2021 Sucessor do 540MWe PHWR nativo com saída aumentada e recursos de segurança adicionais. Em construção e com entrada em operação prevista para 2020. A Unidade 3 na Estação de Energia Atômica de Kakrapar alcançou a primeira criticidade em 22 de julho de 2020. A Unidade 3 foi conectada à rede em 10 de janeiro de 2021.

Projetos da Geração III + ainda não adotados ou construídos

Desenvolvedor (s) Nome (s) do reator Modelo MW e (líquido) MW e (bruto) MW th Notas
Toshiba EU-ABWR BWR ? 1600 4300 Versão atualizada do ABWR projetado para atender às diretrizes da UE, aumentar a saída do reator e melhorar a geração do projeto para III +.
Areva Kerena 1250 1290 3370 Anteriormente conhecido como SWR-1000. Baseado em designs BWR alemães, principalmente nas unidades B / C de Gundremmingen . Co-desenvolvido pela Areva e E.ON .
General Electric , Hitachi ESBWR 1520 1600 4500 Com base no projeto SBWR não lançado que, por sua vez, foi baseado no ABWR . Sendo considerado para North Anna-3 . Evita o uso de bombas de recirculação totalmente em favor de um projeto totalmente dependente da circulação natural (o que é muito incomum para um projeto de reator de água fervente).
KEPCO APR + PWR 1505 1560 4290 Sucessor do APR-1400 com saída aumentada e recursos de segurança adicionais.
Areva , Mitsubishi ATMEA1 1150 ? 3150 A planta de Sinop proposta não procedeu
OKB Gidropress VVER -600/498 ? 600 1600 Essencialmente, um VVER-1200 reduzido. Implantação comercial planejada para 2030 em Kola .
Candu Energy Inc. ACR-1000 PHWR 1085 1165 3200 O Reator CANDU Avançado é um design híbrido CANDU que retém o moderador de água pesada, mas substitui o refrigerante de água pesada por refrigerante de água leve convencional, reduzindo significativamente os custos de água pesada em comparação com os designs CANDU tradicionais, mas perdendo a capacidade CANDU característica de usar urânio natural não enriquecido como combustível .

Veja também

Referências

links externos