1

NOWE ROZWIĄZANIA REAKTORÓW GENERACJI III+

OFEROWANYCH DLA KRAJÓW UNII EUROPEJSKIEJ

Stefan Chwaszczewski

Instytut Energii Atomowej POLATOM

1. WSTĘP

Energetyka jądrowa została zapoczątkowana uruchomieniem w 1954 roku doświadczalnej elektrowni
jądrowej w Fizyko-Energetycznym Instytucie w Obnińsku. Był to prototyp reaktora RBMK (Reaktor
Bolszoj Mosznosti Kanalnyj) znany w literaturze światowej, jako reaktor LWGR (Light Water
Graphite Reactor). W 1956 roku uruchomiono pierwszą komercyjną elektrownię jądrową Calder Hall
w Anglii bazującą na reaktorze grafitowym chłodzonym dwutlenkiem węgla – GCR (Gass Cooled
Reactor). Ciekawostką jest fakt, że reaktor ten był eksploatowany do 2003 roku.

Bezpośrednio po uruchomieniu tych dwóch obiektów, rozpoczął się okres poszukiwań nowych
technologii wytwarzania energii cieplnej w reaktorach jądrowych. Pojawiły się prototypowe
konstrukcje reaktorów energetycznych wykorzystujące różne substancje: jako moderatory (grafit,
woda, ciężka woda a nawet substancje organiczne takie jak hydrocarbon), chłodziwa (woda, ciężka
woda, dwutlenek węgla, hel, substancje organiczne) oraz paliwa jądrowe (uran naturalny, uran
wzbogacony, uran metaliczny, dwutlenek uranu, tor). Okres budowy i gromadzenia doświadczeń
eksploatacyjnych reaktorów prototypowych przyjęto określać jako okres wykorzystania reaktorów
energetycznych I generacji.

W wyniku porównania parametrów użytkowych prototypowych technologii reaktorów, w połowie lat
sześćdziesiątych XX wieku rozpoczęto budowę przemysłowych reaktorów energetycznych. Okres ten
jest nazwany okresem II generacji reaktorów energetycznych. Najbardziej obiecującą technologią
wykazały się reaktory wodne LWR (Light Water Reactors): reaktory wodne ciśnieniowe – PWR
(Pressurized Water Reactor) i WWER (reaktor konstrukcji rosyjskiej – Wodo Wodjanoj
Energieticzeskij Reaktor) oraz reaktory wodne wrzące – BWR (Boiling Water Reactor).

Następną konstrukcją, która wytrzymała konkurencję, była technologia opracowana w Kanadzie –
reaktor CANDU (CANadian Deuterium-Uranium Reactor) - PHWR (Pressurized Heavy Water
Reactor). Próby czasu w okresie rozwoju technologii reaktorów przemysłowych – tzw. reaktorów II
generacji – nie wytrzymały reaktory grafitowe chłodzone dwutlenkiem węgla GCR i AGR
(Adwanced Gas cooled Reactor). Zestawienie ilości reaktorów wg typów oraz mocy tych obiektów
przedstawiono na rysunku 1. Nie ulega wątpliwości, że najwięcej reaktorów energetycznych
eksploatowanych na świecie należy do typu lekkowodnych reaktorów energetycznych: PWR/WWER
i BWR.

2

Rys. 1. Liczba i moc reaktorów wg typów. Zarówno liczba jak i moc tych obiektów przedstawiona jest w skali
logarytmicznej.

Od połowy lat sześćdziesiątych ubiegłego wieku rozpoczął się szybki rozwój energetyki jądrowej.
Prognozy rozwoju energetyki jądrowej wskazywały na jej szybki rozwój i z uwagi na możliwe
wyczerpywanie zasobów rozszczepialnego izotopu U235, rozpoczęto prace nad reaktorami
powielającymi na neutronach prędkich, wytwarzających rozszczepialny izotop plutonu w ilości
większej niż ilość izotopów rozszczepialnych wykorzystanych w eksploatacji tego reaktora. Są to
reaktory FBR (Fast Breeder Reactor). W okresie budowy i wykorzystania przemysłowych reaktorów
energetycznych – tzw. II generacji - uruchomiono kilka reaktorów tego typu. Ten okres szybkiego
rozwoju energetyki jądrowej na świecie przedstawiono na rysunku 2.

Rys. 2. Rozwój energetyki jądrowej.

Ten tryumfalny rozwój energetyki jądrowej został przerwany przez dwie awarie w elektrowniach
jądrowych: awarię reaktora w elektrowni Three Mile Island oraz awarię reaktora w elektrowni
Czarnobyl. Te dwie, następujące po sobie, poważne awarie zatrzymały rozwój energetyki jądrowej na
całym świecie. Konsekwencje tych awarii odczuliśmy również w Polsce. Wstrzymane zostały prace
przy elektrowni jądrowej śarnowiec i Klempicz, a obiekty te zostały postawione w stan likwidacji.

3

Analizy przyczyn i konsekwencji tych awarii spowodowały zmianę filozofii bezpieczeństwa
jądrowego w odniesieniu do cywilnych obiektów energetyki jądrowej. Konsekwencje tych zmian
również odczuliśmy w Polsce. Reaktor MARIA zatrzymany w 1985 roku, na okres kilku miesięcy w
celu dokonania niezbędnych prac modernizacyjnych, został uruchomiony dopiero w 1992 roku, po
przeprowadzeniu zmian dostosowujących konstrukcję obiektu do nowych wymagań. Reaktor EWA
uzyskał ostateczne zezwolenie na eksploatację do 1990 roku. Dopiero po wprowadzeniu
zasadniczych zmian w konstrukcji reaktora, udało się przedłużyć zezwolenie na eksploatację do 1995
roku.

Analizy przyczyn wymienionych powyżej awarii doprowadziły do poważnych zmian w
wymaganiach bezpieczeństwa. Dodatkowo, poddanie energetyki jądrowej w wielu krajach regułom
działania rynku, wymusiło szereg działań prowadzących do obniżenia kosztów wytwarzania energii
elektrycznej w tych obiektach poprzez zwiększenie dyspozycyjności, optymalizację procesów
wymiany paliwa i remontów, zmniejszenie liczby nieplanowanych wyłączeń reaktora, przedłużenie
okresu eksploatacji obiektu (np. w reaktorach amerykańskich z 40 do 60 lat, w konstrukcjach
rosyjskich reaktorów z 30 do 45 lat) oraz podwyższanie mocy bloków energetycznych. Rekordzistą
w tych działaniach jest fińska elektrownia jądrowa Loviisa, w której zwiększono moc brutto każdego
bloku z 440 MWe do 510 MWe oraz osiągnięto dyspozycyjność powyżej 90%.

Przedsięwzięcia te doprowadziły do uzyskania konkurencyjności energetyki jądrowej w porównaniu
do innych technologii pozyskania energii elektrycznej. Na rysunku 3 pokazano wielkość zmiennych
kosztów wytwarzania w USA energii elektrycznej w elektrowniach jądrowych, węglowych,
gazowych oraz zasilanych paliwem ciekłym. Dlaczego tylko zmiennych (koszty eksploatacji,
remontów i paliwa)? Ze względu na długi okres wstrzymania budowy nowych elektrowni jądrowych
w USA, eksploatowane elektrownie były zamortyzowane i ponosiły tylko koszty zmienne. Aby nie
zniekształcać porównania przyjęto do porównań ten sam parametr w innych elektrowniach.

Rys. 3. Porównanie kosztów zmiennych wytwarzania w USA energii elektrycznej w różnych technologiach.

Jak wynika z powyższego rysunku, koszty zmienne wytwarzania energii elektrycznej w technologii
jądrowej po 2000 roku okazały się niższe nawet od kosztów technologii opartej na węglu
kamiennym. Należy zauważyć, że Stany Zjednoczone posiadają dostęp do bardzo tanich pokładów
węgla kamiennego wydobywanego metodami odkrywkowymi.

4

2. REAKTORY ENERGETYCZNE NOWEJ GENERACJI

Przyjęta w 1990 roku – po postawieniu Elektrowni Jądrowej śarnowiec - w budowie w stan
likwidacji – uchwała Sejmu RP w sprawie założeń polityki energetycznej do 2010 roku (MP 1990 r.
Nr 43 poz. 332) stwierdza w części 3 (W zakresie elektroenergetyki) „- możliwość budowy elektrowni
jądrowych wyłącznie przy wykorzystaniu nowych generacji reaktorów, zapewniających efektywność
ekonomiczną i bezpieczeństwo ekologiczne”. Należy przypomnieć, że reaktory energetyczne o takiej
konstrukcji, jak miały być budowane w śarnowcu, są obecnie wykorzystywane w Elektrowni
Jądrowej Paks (Węgry), Dukovany (Czechy), Bohunice i Mochovce (Słowacja). Wytwarzają one
najtańszą energię elektryczną oraz nie ma zastrzeżeń odnośnie ich charakterystyk bezpieczeństwa.

Ale stwierdzenie o reaktorach nowej generacji pozostaje aktualne. Doczekaliśmy się okresu, w
którym reaktory energetyczne „nowej generacji” są dostępne komercyjnie. Jak do tego doszło?

Przede wszystkim zrewidowano dotychczasową „filozofię bezpieczeństwa” działającą w energetyce
jądrowej. Nie wdając się w szczegóły filozofia ta zakładała, że reaktor energetyczny powinien być
odporny na wystąpienie tzw. awarii projektowych, które zakładał konstruktor obiektu i projektował
odpowiednie zabezpieczenia, a które weryfikował państwowy Dozór Jądrowy. W nowej „filozofii
bezpieczeństwa” założono konieczność odporności układów bezpieczeństwa reaktora na tzw. awarie
hipotetyczne, przy czym opis tych awarii nie był przyjmowany przez konstruktora obiektu, a był
ustalany w odpowiednich dokumentach narodowych lub międzynarodowych.

Jednocześnie proces deregulacji i prywatyzacji systemów wytwórczych energetyki, a energetyki
jądrowej w szczególności, doprowadził do powstania konkurencyjności w wytwarzaniu energii
elektrycznej. Nowe konstrukcje elektrowni jądrowych musiały sprostać konkurencji z innymi
technologiami wytwarzania energii elektrycznej. I tak do wymagań zwiększenia bezpieczeństwa
elektrowni jądrowych doszły jeszcze wymagania ekonomiczne. A zatem, reaktory nowej generacji
powinny się charakteryzować:

•

Zmniejszeniem prawdopodobieństwa awarii związanej ze stopieniem rdzenia reaktora o rząd

wielkości w odniesieniu do dotychczasowych konstrukcji reaktorów – 10

-5

reaktoro-lat;

•

Podwyższeniem odporności na zdarzenia powodujące znaczące uwolnienia do środowiska

substancji promieniotwórczych, łącznie z uderzeniem samolotu;

•

Okresem eksploatacji jądrowego bloku energetycznego – nie krótszym niż 60 lat;

•

Dyspozycyjnością – nie mniejszą niż 80%;

•

Uproszczeniem procesu licencjonowania – wprowadzenie zasady COL (Combined construction

and Operating Licence);

•

Standaryzacją elementów jądrowego bloku energetycznego – zmniejszenie kosztów inwestycji

oraz skrócenie czasu budowy;

•

Większą głębokością wypalenia paliwa – oszczędność paliwa jądrowego i zmniejszenie ilości

odpadów;

•

Zastosowaniem wypalających się trucizn – wydłużenie kampanii paliwowej reaktora oraz

zmniejszenie ilości odpadów promieniotwórczych;

•

Możliwością stosowania paliwa MOX z przerobu wypalonego paliwa.

W tej sytuacji, ewolucję energetyki jądrowej przyjęto przedstawiać przy pomocy rysunku 6.
Reaktorami I generacji przyjęto określać reaktory prototypowe, w których poszukiwano
perspektywicznych technologii. Reaktory II generacji – obejmują przemysłowe reaktory
energetyczne. Reaktory III i III+ generacji – to nowoczesne, bezpieczne reaktory energetyczne, w

5

których konstrukcji zastosowano wymagania wymienionych powyżej dokumentów Utility
Requirements. Skalę czasową zastosowań reaktorów poszczególnych generacji przedstawiono na
rysunku 4. Obecnie prowadzone są prace nad IV generacją reaktorów energetycznych: reaktorów
bezpiecznych, ekonomicznych, reaktorów o zwiększonej efektywności wykorzystania paliwa
jądrowego, generujących znacznie mniejsze ilości odpadów promieniotwórczych – wypalonego
paliwa.

Rys. 4. Rozwój konstrukcji reaktorów energetycznych.

Następnie, powstały międzynarodowe i narodowe organizacje, które określiły wymagania w zakresie
bezpieczeństwa, ekonomiki i ochrony środowiska stawiane reaktorom tzw. nowej generacji. W USA
takie wymagania określił EPRI (Electric Power Research Institute) w dokumencie EPRI Utility
Requirements (UR). W Japonii organizacje rządowe i przemysłowe opracowały Japanese Utility
Requirements (JUR). W Korei powstały Korean Utility Requirements (KUR). W Europie, dokument
taki został opracowany przez następujące przedsiębiorstwa eksploatujące elektrownie jądrowe
(proszę zwrócić uwagę na fakt, że w tym spisie nie ma konstruktorów oraz producentów urządzeń dla
energetyki jądrowej):

•

British Energy (Anglia),

•

Desarrollo Tecnológico Nuclear (Hiszpania),

•

Electricité de France (Francja),

•

Fortum & Teollisuuden Voima Oy (Finlandia),

•

KEMA Nederland BV (Holandia),

•

Tractebel (Belgia),

•

Unteraussschuss Kernenergie der Veberlandwerke

UAK (Szwajcaria),

•

Vattenfall / FKA (Szwecja),

•

Vereinigung Deutscher Elektrizitätwerke

(VDEW) (Niemcy)

•

ENEL SpA (Włochy)

Prace wymienionego powyżej zespołu rozpoczęły się w 1992 roku. W 1998 roku do zespołu
zaproszono Rosenergoatom (Federacja Rosyjska), jako stowarzyszonego członka zespołu.

Dokument EUR obejmuje w obecnej wersji reaktory LWR, biorąc pod uwagę największe
doświadczenia zgromadzone z eksploatacji tego typu reaktorów. Składa się z czterech tomów:

6

Tom 1 Główne kierunki i wymagania definiujące cele konstrukcji i ich prezentacja w dokumencie

EUR;

Tom 2 Ogólne wymagania dla jądrowej części jądrowego bloku energetycznego, zawiera

całościowy wykaz wymagań tej części bloku;

Tom 3 Obecnie w trakcie opracowania. Składa się z szeregu rozdziałów określających wymagania

stawiane poszczególnym konstrukcjom reaktorów energetycznych. Obecnie rozdział 3A
dotyczy reaktora BWR 90 (1300 MWe) konstrukcji ABB Atom, rozdział 3B obejmuje
reaktor EPR (1600 MWe) konstrukcji AREVA, rozdział 3C obejmuje reaktor AP1000 (1000
MWe reaktor z pasywnymi układami bezpieczeństwa konstrukcji Westinghouse i Ansaldo);
Rozdział 3D obejmuje reaktor ABWR, (1360 MWe) konstruowany przez General Electric z
Tokio Electric Power Company, Toshiba i Hitachi, Rozdział 3E obejmuje reaktor SWR
1000 (1000 MWe), konstrukcji Framatome ANP;

Tom 4 Ogólne wymagania obejmujące jądrowy blok energetyczny.

Zestaw dokumentów EUR przedstawiono na rysunku 5. Strona tytułowa jednego z rozdziałów
dokumentu EUR jest przedstawiona na rysunku 6.

Rys. 5. Zestaw dokumentów EUR.

Rys. 6. Strona tytułowa jednego z rozdziałów EUR.

7

Pierwsze wersje dokumentu ukazały się pod koniec lat dziewięćdziesiątych. Ostatnie wersje tomu 1,
2 i 4 ukazały się w 2001 roku. Obecnie trwają prace nad aplikacjami EUR w odniesieniu do
konkretnych konstrukcji jądrowych bloków energetycznych. Przewiduje się objęcie dokumentami
EUR kanadyjskich reaktorów CANDU 6 oraz....rosyjskich konstrukcji reaktorów energetycznych
WWER 1000.

Dokument EUR określa następujące cele, jakie postawiono przy jego formułowaniu:

•

wymagania bezpieczeństwa, kryteria bezpieczeństwa oraz metody oceny bezpieczeństwa

obiektu,

•

warunki stawiane projektom,

•

wymogi, jakie muszą spełniać główne układy obiektu i jego oprzyrządowania,

•

specyfikacje i standaryzacje wyposażenia,

•

informacje niezbędne do oceny bezpieczeństwa, niezawodności i kosztów obiektu.

Wymagania powyższe umożliwiają opracowanie standardowej konstrukcji elektrowni jądrowej, a w
rezultacie pozwalają na jej budowę i licencjonowanie w szeregu krajów europejskich z nieznacznymi
modyfikacjami.

Przyjęto określać reaktory energetyczne, które odpowiadają wymogom stawianym przez dokumenty
EUR, UR, JUR oraz KUR jako reaktory III generacji. Reaktory, w których wprowadzono ulepszenia
w zakresie bezpieczeństwa, ekonomiki i niezawodności przyjęto określać, jako reaktory III+
generacji.

3. REAKTORY ENERGETYCZNE III GENERACJI

3.1. Reaktor ABWR

Reaktor ten jest zmodyfikowaną wersją wcześniejszych konstrukcji reaktora wodnego wrzącego
firmy General Electric. Wspólnie z japońskimi firmami Hitachi i Toshiba, General Electric opracował
nową konstrukcję reaktora zasilającego blok energetyczny o mocy 1350 MWe. Zasadniczą zmianą
konstrukcyjną tego reaktora jest zastosowanie pomp wymuszających przepływ wody chłodzącej
przez rdzeń zblokowanych ze zbiornikiem reaktora. Wyeliminowano tym samym zewnętrzne
rurociągi, których uszkodzenie prowadzi do poważnych konsekwencji radiologicznych. Reaktory te
zbudowano z uwzględnieniem wymagań zawartych w dokumencie UR (EPRI-USA) i JUR (Japonia).
Dwa bloki energetyczne wykorzystujące te reaktory uruchomiono w 1996 roku w elektrowni
jądrowej Kariwazaki-Kariwa, jako 6 i 7 blok energetyczny w elektrowni wykorzystującej wcześniej
bloki energetyczne z reaktorami BWR. Okres eksploatacji tych bloków – 60 lat, a koszt energii
elektrycznej wytwarzanej w tych blokach wynosi 70 US$/MWh.

Wykorzystanie tych konstrukcji w Europie wymaga znacznych zmian, albowiem zostały wykonane
do zasilania sieci 60 Hz (standard USA oraz w części Japonii). W Europie wykorzystuje się standard
50 Hz.

Firma General Electric prowadzi obecnie prace konstrukcyjne reaktora, w którym zupełnie
wyeliminowano pompy cyrkulacyjne wymuszające przepływ chłodziwa przez rdzeń reaktora.
Zastąpiono je konwekcyjnym przepływem chłodziwa budując odpowiednio wysoki zbiornik reaktora.
Tym reaktorem jest ESBWR, umożliwiający uzyskanie w bloku energetycznym mocy 1520 MWe z
okresem eksploatacji 60 lat. W reaktorze tym zastosowano pasywne układy bezpieczeństwa.

8

Konstrukcja ta jest zaliczana do III+ generacji i jest obecnie licencjonowana przez Dozór Jądrowy
USA (NRC – Nuclear Regulatory Commission). Zakończenie licencjonowania tej konstrukcji
przewiduje się w latach 2010 – 2011.

3.2. Reaktor EPR

Skrót ten jest różnie interpretowany: European Pressurized Reactor lub Evolutionary Pressurized
Reactor. Konstrukcja ta została opracowana przez firmę AREVA na podstawie doświadczeń
konstrukcyjnych i eksploatacyjnych reaktora francuskiego – N4 oraz niemieckiego Konvoi. Moc
bloku energetycznego współpracującego z tym reaktorem: 1600 ÷ 1750 MWe. Reaktor posiada
rozbudowane, wzajemnie się uzupełniające systemy bezpieczeństwa i może być wykorzystywany w
reżimie nadążnym mocy z dobowymi zmianami zapotrzebowania. Zakładana dyspozycyjność do
92% oraz okres eksploatacji – 60 lat.

Jądrowe bloki energetyczne z tymi reaktorami są obecnie budowane w Finlandii (EJ Okiluoto) i we
Francji (EJ Flamanville). Przewidywana jest budowa tego reaktora w EJ PENLY (Francja) oraz
dwóch reaktorów w Chinach.

Firma AREVA przedstawiła ofertę dostaw tego typu reaktorów do USA w wersji US-EPR oraz do
Anglii – UK-EPR. Zmiany konstrukcyjne bloku energetycznego z reaktorem EPR dla USA (inny
system elektroenergetyczny – częstotliwość 60Hz) wymagały nakładu pracy ponad miliona roboczo
godzin!

3.3. Reaktory AP600 i AP1000

Reaktory te zostały opracowane przez firmę Westinghouse, jako Advanced Passive Reactor. Reaktor
AP1000, jako rozwinięta wersja AP600 uzyskał licencję COL (combined Construction and Operating
Licence) urzędu dozoru jądrowego USA – NRC w grudniu 2005 roku, jako reaktor III+ generacji.
Reaktor tego typu jest obecnie budowany w Chinach, w EJ Sanmen. Przewidywana jest budowa w tej
elektrowni trzech następnych bloków z reaktorami AP1000. Zakładany okres eksploatacji bloku – 60
lat, okres budowy – 36 miesięcy. Koszt bezpośredni inwestycji, tzw. overnight cost – 1200 US$/kW.

3.4. Reaktor APWR

Konstrukcja tego reaktora została opracowana w japońskiej firmie Mitsubishi Heavy Industries. Moc
bloku energetycznego z tym reaktorem – 1538 MWe. Jest to reaktor wodno ciśnieniowy, z czterema
pętlami chłodzenia. Przewidywana głębokość wypalenia paliwa ponad 55 GWD/tU do 65 GWd/tU.
Przewidywana jest budowa dwóch bloków energetycznych z tymi reaktorami w Japonii w EJ
Ustruga. Wersja US APWR z mocą jednego bloku energetycznego 1700 MWe jest również
przewidywana do budowy w USA w EJ Comanche Peak przez firmę Comanche Peak Nuclear Power
Co, spółkę Luminant (poprzednio TXU Corp.) i MHI. Reaktor ten jest również proponowany krajom
Unii Europejskiej jako blok energetyczny EU-APWR.

9

3.5. Reaktor APR-1400

Konstrukcja tego reaktora została opracowana w Korei, jako unowocześniona wersja reaktora System
80+, z ulepszonymi charakterystykami bezpieczeństwa i zwiększoną odpornością na trzęsienia ziemi.
Reaktor ten uzyskał certyfikat bezpieczeństwa wydany przez Korean Institute of Nuclear Safety. Dwa
bloki energetyczne o mocy 1450 MWe są obecnie budowane w Korei, w EJ Shin-Kori. Projektowany
koszt pierwszego bloku tego typu w elektrowni (overnight cost) 1400 US$/kW, następnych 1200
US$/kW. Okres budowy – 48 miesięcy. Okres eksploatacji – 60 lat.

3.6. Reaktory AES 92&91 i AES 2006

Reaktory te są wynikiem prac OKB Gidropress (Federacja Rosyjska). Są to już nowoczesne reaktory,
konstruowane na bazie doświadczeń zdobytych przy budowie i eksploatacji reaktorów WWER-1000.
Reaktory AES 92 o mocy bloków energetycznych 1000 MWe są budowane w Chinach (EJ
Hongyanhe – 3 bloki) i w Indiach (EJ Kudankulam – 2 bloki). Dwa dalsze bloki AES 92 są
przewidywane do budowy w Bułgarii, w EJ Belene. Przewidywany okres eksploatacji – 50 lat.
Reaktor ten spełnia wymagania dokumentu EUR.

Reaktory AES 2006 w bloku energetycznym pozwalają na uzyskanie mocy 1200 MWe. Przewiduje
się budowę pierwszych dwóch bloków tego typu w EJ Nowy Woroneż oraz w EJ Leningrad. Okres
budowy – 56 miesięcy. Reaktory te posiadają zaawansowane parametry bezpieczeństwa łącznie z
odpornością na trzęsienia ziemi. Reaktor posiada podwójną obudowę bezpieczeństwa. Ocena
prawdopodobieństwa awarii z uszkodzeniem rdzenia reaktora 10

-7

reaktoro lat.

3.7. Reaktory kanadyjskie CANDU

Firma AECL (Atomic Energy Kanada Ldt) jest autorem szeregu konstrukcji CANDU. Jest to reaktor
CANDU 9 (925 – 1300 MWe), które uzyskało licencję COL lecz budowa tych bloków została
odłożona. Reaktory CANDU 6 (750 MWe) są wykorzystywane w Korei (EJ Wolsong 3 i 4), w
Chinach (EJ Quinshan 3-1 i 3-2). Nowoczesne konstrukcje ACR (Advanced Candu Reactor) o
mocach od 700 MWe (ACR-700) i 1000 MWe (ACR-1000) są obecnie w trakcie licencjonowania w
Chinach, w USA i w Anglii. Pierwszy blok energetyczny z reaktorem ACR-1000 jest przewidywany
do budowy w EJ Ontario. Przewidywany termin uruchomienia – 2016 rok.

Zmieniona konstrukcja reaktora CANDU została opracowana w Indiach pod nazwą AHWR
(Adwanced Heavy Water Reactor). Jest to 300 MWe reaktor z moderatorem z ciężkiej wody pod
niskim ciśnieniem. Reaktor ten jest przystosowany do wykorzystania toru jako materiału
paliworodnego. Okres eksploatacji reaktora – 100 lat. Około 66% energii w tym reaktorze jest
generowane przez U233 wytwarzany w procesie przekształceń jądrowych z toru.

10

4. UWAGI KOŃCOWE

Powyższe informacje przedstawiają współczesną sytuację w zakresie nowoczesnych konstrukcji
jądrowych bloków energetycznych z reaktorami spełniającymi wymagania reaktorów III i III+
generacji. Tym samym obecna sytuacja spełnia uwarunkowania przedstawione w Uchwale Sejmu RP
z 1990 roku o możliwości przyjęcia opcji energetyki jądrowej w systemie elektroenergetycznym
Polski. Dostępne komercyjnie reaktory nowych generacji są bezpieczne dla ludzi i środowiska i
konkurencyjnie ekonomicznie. Wybór dostawców i typów jest bardzo szeroki: od firm w USA, w
Unii Europejskiej po koreańskie i japońskie.