• หลายประเทศกำลังพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ยุคที่ 3 และ 4
• เครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูงยุคที่ 3 ได้ทำการเดินเครื่องในญี่ปุ่น ตั้งแต่ ค.ศ.1996
• เครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูงรุ่นใหม่มีการออกแบบที่ง่ายขึ้น และลดต้นทุน มีการใช้เชื้อเพลิงที่มีประสิทธิภาพและปลอดภัย

เทคโนโลยีเครื่องปฏิกรณ์ในอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ได้ถูกพัฒนาและปรับปรุงมามากกว่า 5 ทศวรรษ เครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 1 ได้ถูกพัฒนาในทศวรรษที่ 1950-1960 และนอกจากสหราชอาณาจักร ไม่มีที่ใดเดินเครื่อง เครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 2 เป็นแบบอย่างของกองเรือสหรัฐปัจจุบัน และส่วนมากอยู่ในระหว่างการเดินเครื่อง เครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3 (และ 3+) เป็นเครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูงที่กำลังจะกล่าวถึง เครื่องแรกอยู่ในระหว่างการเดินเครื่องในญี่ปุ่น เครื่องอื่นๆ อยู่ระหว่างการก่อสร้าง หรือพร้อมที่จะถูกสั่งซื้อ เครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 4 ยังอยู่ระหว่างการออกแบบและจะไม่เดินเครื่องก่อนปี ค.ศ.2020

เครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3 ให้ประโยชน์ต่อไปนี้

• การออกแบบที่เป็นมาตรฐานทำให้การออกใบอนุญาตเสร็จโดยเร็ว ลดต้นทุนและเวลาก่อสร้าง
• การออกแบบที่ง่ายขึ้นและให้ทนทานมากขึ้น ทำให้เดินเครื่องง่าย
• อายุการใช้งานนานกว่า ประมาณ 60 ปี
• ลดความเป็นไปได้ของอุบัติเหตุแกนหลอมละลาย
• ต้านทานความเสียหายซึ่งจะทำให้เกิดการรั่วไหลของกัมมันตภาพรังสีจากการชนของอากาศยาน
• การเผาไหม้สูงกว่า ทำให้ลดการใช้เชื้อเพลิงและปริมาณกาก
• ขยายอายุเชื้อเพลิง

สิ่งที่ต่างจากการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 2 คือ มีการใช้ระบบพาสซีฟ(passive) ซี่งไม่ ต้องใช้ระบบควบคุมอย่างแอคทีฟ (active) ที่ใช้ระบบไฟฟ้าหรือเครื่องกลในการสั่งงาน แต่ใช้ปรากฏการณ์ทางกายภาพ เช่น การพา(convection) แรงโน้มถ่วง หรือความต้านทานต่ออุณหภูมิสูง

เครื่องปฏิกรณ์น้ำมวลเบา (Light Water Reactors)

ในสหรัฐอเมริกา Department of Energy (DOE) และอุตสาหกรรมนิวเคลียร์เพื่อการพาณิชย์ ในทศวรรษที่ 1990 พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูง 4 ชนิด สองในจำนวนนั้นถูกสร้างโดยตรง จากประสบการณ์การทำงานของเครื่องปฏิกรณ์น้ำมวลเบาใน สหรัฐอเมริกา ญี่ปุ่น และยุโรปตะวันตก เครื่องปฏิกรณ์เหล่านี้อยู่ในขนาด 1300 เมกะวัตต์

หนึ่งในจำนวนนั้นคือ Advanced boiling water reactor (ABWR) จากการออกแบบของ General Electric ตัวอย่างสองเครื่องสร้างโดย Hitachi และอีกสองสร้างโดย Toshiba กำลังเดินเครื่องอยู่ในญี่ปุ่น มีชุดอื่นอยู่ในระหว่างก่อสร้าง และอีกสองเครื่องอยู่ในไต้หวัน 4 เครื่อง ถูกวางแผนสร้างในญี่ปุ่น และอีก 2 เครื่องถูกวางแผนสร้างในสหรัฐอเมริกา ทั้ง GE-Hitachi และ Toshiba กำลังทำการตลาดการออกแบบนี้ ส่วน Tepco ให้ทุนการออกแบบ BWR ยุคต่อไป

ABWR

แบบอื่น คือ System 80+ เป็น Advanced pressurized water reactor (PWR) ซึ่งพร้อมที่จะดำเนินการเป็นการค้า แต่ปัจจุบันยังอยู่ในช่วงส่งเสริมการขาย เครื่องปฏิกรณ์ System 80 จำนวน 8 เครื่อง ในเกาหลีใต้ ซึ่งรวมการออกแบบหลายอย่างของ System 80+ ซึ่งเป็นพื้นฐานของโปรแกรมเครื่องปฏิกรณ์ยุคถัดไปของเกาหลี โดยเฉพาะอย่างยิ่ง APR-1400 ซึ่งหวังจะเดินเครื่องจากปี 2013 และกำลังถูกทำตลาดทั่วโลก

US Nuclear Regulatory Commission (NRC) ให้การรับรองการออกแบบสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ทั้งสองแบบ ในเดือนพฤษภาคม ค.ศ.1997 ABWR ได้รับการรับรองว่าตรงกับความต้องการทางยุโรปสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูงด้วยเหมือนกัน

นอกจากนั้น เครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูงของสหรัฐอเมริกามีขนาดเล็กกว่า เพียง 600 MWe และมีระบบ พาสซีฟ Westinghouse AP600 (AP = Advanced Passive) ได้รับการรับรองการออกแบบจาก NRC ในปี ค.ศ.1999

AP600

Westinghouse AP1000 ขยายขนาดจาก AP600 ได้รับการรับรองการออกแบบจาก NRC ในเดือนธันวาคม ค.ศ.2005 เป็นยุค 3+ แบบแรกที่ได้รับการรับรอง โปรแกรมการออกแบบและทดสอบคิดเป็น 1300 man-year และเงิน 440 ล้านดอลลาร์

ความแตกต่างระหว่าง เครื่องปฏิกรณ์ Westinghouse 1188 MWe ที่ Sizewell B ในสหราชอาณาจักร และ เครื่องปฏิกรณ์ยุค 3+ AP1000 ที่มีกำลังใกล้เคียงกันแสดงให้เห็นวิวัฒนาการจากเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 2 อย่างแรก AP1000 เล็กกว่าประมาณหนึ่งในสาม อย่างที่สอง คอนกรีตและเหล็กกล้าที่ใช้น้อยกว่าห้าเท่า อย่างที่สามเป็นการก่อสร้างอย่าง modular สิ่งเหล่านี้เป็นหนึ่งในสามของการก่อสร้าง และสามารถสร้างนอก site คู่ขนานกับการสร้างใน site

ESBWR ของ GE Hitachi Nuclear Energy เป็นเครื่องปฏิกรณ์ยุค 3+ ซึ่งใช้ระบบความปลอดภัยอย่างพาสซีฟ และหลักการหมุนวนธรรมชาติ (natural circulation) ได้พัฒนาจาก SBWR 670 MWe ESBWR จะผลิตประมาณ 1520 MWe และมีอายุการใช้งาน 60 ปี ชื่อนี้ย่อมาจาก Economic & Simplified BWR และเป็นเทคโนโลยีจาก ABWR ESBWR อยู่ในขั้นตอน licensing review กับ US NRC และมีกำหนดที่จะมี full design certification ใน ปี ค.ศ.2010-11

ในญี่ปุ่น ABWR 2 เครื่องแรก Kashiwazaki Kariwa-6&7 ได้ถูกเดินเครื่องตั้งแต่ ค.ศ.1996 และคาดที่จะมีอายุ 60 ปี ราคาเครื่องปฏิกรณ์นี้ของ GE-Hitachi-Toshiba ประมาณ 2000 ดอลลาร์อเมริกัน ต่อ กิโลวัตต์ เพื่อผลิตพลังงาน 7 เซนต์อเมริกัน ต่อ กิโลวัตต์-ชั่วโมง อีก 2 เครื่อง เริ่มเดินเครื่อง ตั้งแต่ ค.ศ.2004 และ 2005 ญี่ปุ่นและไต้หวันกำลังก่อสร้างและวางแผนอีกหลายเครื่อง ขนาด 1350 MWe

Hitachi-GE มีระบบการออกแบบที่สมบูรณ์สำหรับเครื่องปฏิกรณ์อีก 3 ขนาด 600, 900 และ 1700 MWe การก่อสร้าง ABWR-600 คาดว่าจะใช้เวลา 34 เดือน น้อยกว่าเครื่อง 1350 MWe อย่างเห็นได้ชัด

APWR(Advanced PWR) ขนาดใหญ่ของ Misubishi 1538 MWe สองเครื่องแรกได้ถูกวางแผนสำหรับ Tsuruga เป็น 4-loop design ซึ่งมีมัดเชื้อเพลิง 257 ชุด มีระบบความเย็น แอคทีฟรวมกับพาสซีฟ นอกจากนั้นมีการเผาไหม้เชื้อเพลิงมากกว่า 55 GWd/t สิ่งนี้จะเป็นพื้นฐานของเครื่องปฏิกรณ์ PWR ยุคต่อไปของญี่ปุ่น

US-APWR จะเป็นขนาด 1700 MWe เนื่องจากมัดเชื้อเพลิงที่ยาวถึง 4.3 เมตร ประสิทธิภาพความร้อนสูงกว่า (39%) ช่วงเวลาในการเปลี่ยนเชื้อเพลิงใหม่ 24 เดือน ต้นทุนเป้าหมายคิดเป็นเงิน 1500 ดอลลาร์ต่อกิโลวัตต์ ได้ทำการขอ การรับรองการออกแบบ US ในเดือนมกราคม ค.ศ.2008 คาดหวังการอนุญาตใน ค.ศ.2011 และได้การรับรองในกลาง ค.ศ.2012 ในเดือนมีนาคม ค.ศ.2008 MHI ได้เสนอการออกแบบเดียวกันคือ EU-APWR สำหรับ การรับรองEUR

ในเกาหลีใต้ APR-1400 ซึ่งเป็น การออกแบบ PWR ชั้นสูง พัฒนามาจาก US System 80+ โดยเพิ่มระบบความปลอดภัยและต้านทานแผ่นดินไหว ถูกรู้จักว่าเป็นเครื่องปฏิกรณ์เกาหลียุคต่อไป (Korean Next Generation Reactor) ได้รับการรับรองการออกแบบ จาก Korean Institute of Nuclear Safety ในเดือนพฤษภาคม ค.ศ.2003 เครื่องแรก ซึ่งเป็นเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3 ขนาด1450 MWe 2-loop อยู่ภายใต้การก่อสร้าง ซึ่งคือ Shin-Kori-3&4 คาดว่าจะเดินเครื่องในปี ค.ศ.2013 เชื้อเพลิงให้กำลัง 60 GWd/t burn-up ต้นทุนเป้าหมาย (projected cost) เป็นเงิน 2300 ดอลลาร์อเมริกันต่อกิโลวัตต์ โดยมีเวลาก่อสร้าง 48 เดือน อายุการใช้งาน 60 ปี ได้วางแผนว่าจะขอ การรับรองการออกแบบ US ในปี ค.ศ.2012

ในยุโรป ได้มีการพัฒนาการออกแบบมากมายเพื่อให้ถึง European Utility Requirements (EUR) ของผู้ใช้งานฝรั่งเศสและเยอรมันซึ่งมีเกณฑ์ความปลอดภัยที่เข้มงวด Areva NP ได้พัฒนา European pressurized water reactor (EPR) ขนาดใหญ่ (1600 และถึง 1750 MWe) ซึ่งถูกยืนยันในกลางปี ค.ศ.1995 ว่าเป็นการออกแบบมาตรฐานแบบใหม่ของฝรั่งเศส และได้รับ การยอมรับการออกแบบฝรั่งเศส (French design approval) ใน ค.ศ.2004 เครื่องนี้มาจาก N4 ของฝรั่งเศส และแบบ Konvoi ของเยอรมัน และถูกคาดว่าจะให้กำลังไฟฟ้า ถูกกว่า N4 ถึง 10% มีการเผาไหม้เชื้อเพลิงถึง 65 GWd/t ประสิทธิภาพความร้อน 36 % สามารถใช้เชื้อเพลิง MOX ได้อย่างเต็มที่ การใช้งานได้ถูกคาดหวังเป็น 92% ในช่วงให้บริการ 60 ปี

EPR เครื่องแรกสร้างที่ Olkiluoto ในฟินแลนด์ เครื่องที่สองที่ Flamanville ในฝรั่งเศส เครื่องที่สามจะสร้างที่ Penly ในฝรั่งเศส อีกสองเครื่องกำลังเริ่มก่อสร้างที่ Taishan ในจีน US-EPR ได้ถูกเสนอสำหรับ US design certification ในเดือนธันวาคม ค.ศ.2007 และคาดว่าจะได้รับในปี ค.ศ.2012 เครื่องแรกคาดว่าจะต่อกับกริด (grid) ในปี ค.ศ.2015 รู้จักในนาม Evolutionary PWR (EPR)

เครื่องปฏิกรณ์ European pressurized water reactor (EPR)

Areva NP พัฒนา SWR1000 ซึ่งเป็น BWR ขนาด 1250 MWe ที่ออกแบบให้ใช้นานถึง 60 ปี รู้จักในนามของ Kerena การออกแบบซึ่งมีรากฐานจาก Gundremmingen plant ที่สร้างโดย Siemens เสร็จสมบูรณ์ ในปี ค.ศ.1999 นอกจากระบบความปลอดภัยอย่างพาสซีฟ เครื่องปฏิกรณ์เป็นแบบง่ายๆ และใช้เชื้อเพลิงที่ให้การเผาไหม้สูงซึ่งเสริมสมรรถนะถึง 3.54% ทำให้ช่วงการเปลี่ยนเชื้อเพลิงนานถึง 24 เดือน พร้อมที่จะเป็นแถวหน้าในทางการค้า

ในรัสเซีย การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ชั้นสูงมากมายได้ถูกพัฒนา เป็น PWR ชั้นสูง ซึ่งมีระบบความปลอดภัยอย่างพาสซีฟ

โมเดลล่าสุดของ Gidropress คือ VVER-1000 ซึ่งมีระบบความปลอดภัยเพิ่มขึ้น (โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ AES 92&91) กำลังสร้างในอินเดียและจีน อีกสองเครื่องถูกวางแผนสำหรับ Belene ในบุลกาเรีย AES-92 ถูกรับรองว่าได้ EUR และเครื่องปฏิกรณ์ของโรงไฟฟ้านี้ V-392 ถูกพิจารณาเป็นเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3

เครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3 คือ VVER-1200 ซึ่งมีขนาด 1150-1200 MWe ในโรงไฟฟ้า AES-2006 เป็นการพัฒนาของ VVER-1000 ในโรงไฟฟ้า AES-92 ซึ่งมีอายุยาวขึ้น (50 ปี ไม่ใช่ 30 ปี)กำลังมากขึ้น ประสิทธิภาพสูงขึ้น (36.56% แทนที่จะเป็น 31.6%) เครื่องหนึ่งกำลังสร้างที่ Novovoronezh II เพื่อเริ่มเดินเครื่องใน ค.ศ.2012-13 ตามด้วย Leningrad II ในปี ค.ศ.2013-14 โรงไฟฟ้า AES-2006 จะประกอบด้วยเครื่องปฏิกรณ์ OKB Gidropress สองเครื่อง ที่คาดว่าจะเดินเครื่องประมาณ 50 ปี ด้วย capacity factor 90% ต้นทุนovernight (Overnight capital cost) ประมาณ 1200 ดอลลาร์อเมริกันต่อกิโลวัตต์ และเวลาในการก่อสร้าง 54 เดือน เครื่องปฏิกรณ์พวกนี้มีระบบความปลอดภัยที่เพิ่มขึ้น โดยรับการสะเทือนเนื่องจากแผ่นดินไหวและการชนของอากาศยานด้วยระบบพาสซีฟ อาคารคลุมเครื่องปฏิกรณ์สองชั้น และความถี่ในการเสียหายของแกนปฏิกรณ์ (core damage frequency) 1x10^-7

VVER-1500 กำลังถูกพัฒนาโดย Gidropress จะมี การเผาไหม้ 50-60 MWd/t และระบบความปลอดภัยที่เพิ่มขึ้น การออกแบบได้ถูกคาดว่าจะสมบูรณ์ในปี ค.ศ.2007 แต่กำหนดการนี้เลื่อนไป เพราะการพัฒนา VVER-1200

PWR โมเดล VBER-300 ของ OKBM มีขนาด 295-325 MWe พัฒนาจากโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ของกองทัพเรือ และเริ่มแรกเป็นคู่ โดยเป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ลอยน้ำได้ ได้ถูกออกแบบให้มีการใช้งาน 60 ปี และมี capacity factor 90% ปัจจุบันได้ถูกวางแผนจะสร้างบนแผ่นดินกับ Kazatomprom และทำการส่งออก เครื่องแรกจะถูกสร้างใน Kazakhstan

เครื่องปฏิกรณ์น้ำมวลหนัก (Heavy Water Reactors)

มีการพัฒนาควบคู่ไปกับประสบการณ์การสร้างเร็วๆ นี้ ของเครื่องปฏิกรณ์ในเกาหลีและจีน เป็น Enhanced CANDU-6(EC-6) สร้างเป็นเครื่องฝาแฝด โดยมีกำลังเพิ่มเป็น 750 MWe เวลาในการสร้าง 4.5 ปี อายุการเดินเครื่อง 60 ปี กำลังอยู่ภายใต้การพิจารณาสำหรับสร้างใหม่ใน Ontario และ Atomic Energy of Canada (AECL) ได้จัดว่าเป็นเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3

Advanced Candu Reactor (ACR) ซึ่งเป็นเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 3 ได้พัฒนาขึ้นมา มี heavy water moderator ความดันต่ำ นอกจากนั้นได้รวมคุณสมบัติบางอย่างของ PWR ระบบหล่อเย็นด้วยน้ำมวลเบา และแกนแท่งเชื้อเพลิงอัดแน่นลดต้นทุน เนื่องจากเครื่องปฏิกรณ์เดินเครื่องที่อุณหภูมิสูงกว่าและความดันของสารหล่อเย็น จึงมีประสิทธิภาพความร้อนที่สูงกว่า

การออกแบบ ACR-700 เป็นขนาด 700 MWe ซึ่งเล็กกว่า แบบง่ายกว่าและมีประสิทธิภาพมากกว่า ถูกว่า CANDU-6 ถึง 40% แต่ปัจจุบัน ACR-1000 ซึ่งมีขนาด 1080-1200 MWe เป็นที่สนใจของ AECL เครื่องนี้มี fuel channel มากขึ้น เดินเครื่องโดยใช้ยูเรเนียมสมรรถนะต่ำ ประมาณ 1.5-2.0 % U-235 ซึ่งมีการเผาไหม้สูง ขยายชีวิตเชื้อเพลิงขึ้น 3 เท่า และลดปริมาตรกากกัมมันตรังสีระดับสูง นอกจากนั้นยังเผาไหม้เชื้อเพลิง MOX ทอเรียม และ actinides อย่างมีประสิทธิภาพ

ACR อยู่ในระหว่างการขอการรับรองการออกแบบ ในคานาดา ในปี ค.ศ.2007 AECL ขอ UK generic design assessment (pre-licensing approval) แต่แล้วยกเลิกหลังจาก stageแรก ในสหรัฐอเมริกา ACR-700 ถูกจัดโดย NRC เป็น pre application review stage เครื่องปฏิกรณ์ ACR-1000 สามารถเดินเครื่องได้ในปี ค.ศ.2016 ใน Ontario

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ACR

CANDU X หรือ SCWR เปลี่ยนแปลงมาจาก ACR โดยมี น้ำมวลเบาหล่อเย็นอย่าง supercritical (25 MPa และ 625^oC) เพื่อให้ได้ประสิทธิภาพความร้อน 40% มีขนาด 350-1150 MWe ขึ้นกับจำนวนของ fuel channels ที่ใช้ การใช้ในทางการค้าจะเริ่มหลัง ค.ศ.2020

อินเดียกำลังพัฒนา Advanced Heavy Water Reactor (AHWR) ที่ stage ที่ 3 ตามแผนการที่จะใช้ทอเรียมเป็นเชื้อเพลิง AHWR มีขนาด 300 MWe และ moderate โดย heavy water ที่ความดันต่ำ calandria มีท่อความดันในแนวตั้งประมาณ 450 ท่อ และสารหล่อเย็นคือ น้ำมวลเบาที่กำลังเดือดซึ่งหมุนเวียนโดย convection อ่างความร้อนขนาดใหญ่ “อ่างน้ำไหลโดยความโน้มถ่วง” ซึ่งมีน้ำ 7000 ลูกบาศก์เมตร อยู่ใกล้ยอดอาคารเครื่องปฏิกรณ์ มัดเชื้อเพลิงแต่ละชุด มี pin เป็น Th-U-233 oxide 30 ชุด และ Pu-Th oxide 24 ชุด ล้อมรอบ central rod กับ burnable absorber การเผาไหม้มีขนาด 24 GWd/t พลังงานมาจาก U-233 ซึ่งแตกมาจาก Th-232 และมีการใช้ PUในปริมาณต่ำ ได้ถูกออกแบบให้มีอายุการใช้งาน 100 ปี และคาดหวังที่จะใช้พลังงาน 65% ของพลังงานในเชื้อเพลิง โดยสองในสามของพลังงานมาจากทอเรียม ผ่าน U-233

ในปี ค.ศ.2009 ได้มีการประกาศการส่งออกเครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้ AHWR-LEU ใช้ยูเรเนียมสมรรถนะต่ำและทอเรียมเป็นเชื้อเพลิง 39%ของพลังงานมาจากทอเรียม โดยเปลี่ยนเป็น U-233 การเผาไหม้มากถึง 64 GWd/t

เครื่องปฏิกรณ์แบบระบายความร้อนด้วยแก๊สอุณหภูมิสูง (High-Temperature Gas-Cooled Reactors)

เครื่องปฏิกรณ์เหล่านี้ใช้ฮีเลียมเป็นตัวหล่อเย็นที่อุณหภูมิมากถึง 950^oC ซึ่งทำไอน้ำขับเคลื่อนกังหันก๊าซ (gas turbine) สำหรับกระแสไฟฟ้า และ compressor เพื่อหมุนเวียนก๊าซกลับไปยังแกนปฏิกรณ์ เชื้อเพลิงอยู่ในรูปของ TRISO particles ซึ่งเส้นผ่านศูนย์กลางน้อยกว่า 1 มิลลิเมตร แต่ละเม็ดประกอบด้วยแก่นuranium oxycarbide ซึ่งมียูเรเนียมเสริมสมรรถนะถึง 17% U-235 ล้อมรอบด้วยชั้นคาร์บอนและ silicon carbide ซึ่งจะให้ ผลผลิตฟิชชันในอาคารคลุมเครื่องปฏิกรณ์ซี่งเสถียรถึง 1600 ^oC หรือมากกว่านั้น particleเหล่านี้ถูกจัดเป็นblock โดยเป็น hexagonal prisms of graphite หรือเป็น ลูกบิลเลียดขนาดลูกบอลของ graphite บรรจุใน silicon carbide

เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้ที่เป็นการค้าเครื่องแรกเป็น China’s HTR-PM กำลังสร้างใน Shidaowan ในจังหวัด Shandong พัฒนาโดย Tsinghua University’s INET มี reactor module 2 ชุด แต่ละชุด 250 MWt / 105 MWe ใช้เชื้อเพลิงที่เสริมสมรรถนะ 9 % ซึ่งให้ 80 GWd/t discharge burnup อุณหภูมิขาออก 750 ^oC และ ประสิทธิภาพความร้อน 40%

Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) ของ South Africa กำลังถูกพัฒนาโดยกลุ่มที่นำโดย Utility Eskom กับ Mitsubishi Heavy Industries จากปี 2010 ขนาดที่จะสร้าง 165 MWe PBMR จะมี gas turbine generator อย่าง direct-cycle และ ประสิทธิภาพความร้อนประมาณ 41 % ตัวทำความเย็นฮีเลียมออกจากเบื้องล่างของแกนเครื่องปฏิกรณ์ที่ประมาณ 900 ^oC และขับกังหัน กำลังไฟปรับได้โดยการเปลี่ยนความดันของระบบ ฮีเลียมจะถูกทำความเย็นด้วยน้ำก่อนกลับไปยังถังปฏิกรณ์

ก้อนเชื้อเพลิง PBMR

ลักษณะภายในก้อนเชื้อเพลิง PMBR

การออกแบบของสหรัฐอเมริกาที่ใหญ่กว่า Gas Turbine-Modular Helium Reactor (GT-MHR) ขนาด 285 MWeขับเคลื่อน gas turbineที่ ประสิทธิภาพความร้อน 48% แกนประกอบด้วยคอลัมน์เชื้อเพลิงแบบ hexagonal ซึ่งมี graphite blocks กับ channels สำหรับฮีเลียมและ control rods แกนครึ่งหนึ่งถูกเปลี่ยนใหม่ทุก 18 เดือน การเผาไหม้ประมาณ 100,000 MWd/t ขณะนี้กำลังถูกพัฒนาโดย General Atomics ร่วมกับ OKBM Afrikantov ของรัสเซีย สนับสนุนโดย Fuji ของญี่ปุ่น

เครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนเร็ว (Fast Neutron Reactors)

หลายประเทศมีโปรแกรมการวิจัยและพัฒนาสำหรับปรับปรุง Fast Breeder Reactors (FBR) ซึ่งเป็นชนิดหนึ่งของ Fast Neutron Reactor เครื่องปฏิกรณ์พวกนี้ใช้ ยูเรเนียม-238 เป็นเชื้อเพลิง

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ FBR

ยูเรเนียมธรรมชาติประกอบด้วย 0.7% U-235 และ 99.3% U-238 ในเครื่องปฏิกรณ์ใดๆ U-238 ได้ถูกเปลี่ยนเป็นไอโซโทปของพลูโทเนียมระหว่างเดินเครื่อง Pu-239 และ Pu-241 เกิดการแตกตัวเหมือน U235 และให้ความร้อนออกมาFBR สามารถใช้ประโยชน์ยูเรเนียมอย่างน้อยที่สุดมีประสิทธิภาพมากกว่าเครื่องปฏิกรณ์ธรรมดา 60 เท่า อย่างไรก็ตามมีราคาแพงในการสร้างและจะคุ้มค่าในทางการค้าถ้าราคายูเรเนียมมากกว่าราคาตลาดปัจจุบัน ทำให้งานวิจัยด้านนี้หยุดชะงักหลายปี

แต่งานวิจัยดำเนินต่อไปในอินเดีย ที่ Indira Gandhi Centre for Atomic Research เครื่อง FBR ขนาดทดสอบประมาณ 40 MWt ได้ถูกเดินเครื่องตั้งแต่ 1985 ใน ค.ศ.2004 การสร้างเครื่องต้นแบบ FBR ขนาด 500 MWe เริ่มต้นที่ Kalpakkam คาดว่าจะเดินเครื่องได้ใน ค.ศ.2011 เชื้อเพลิงเป็น uranium-plutonium carbide โดยมี thorium blanket เพื่อแตกตัวให้ได้ U-233 งานนี้จะทำให้อินเดียสามารถทำโปรแกรมทอเรียมถึง stage 2

ญี่ปุ่นวางแผนจะพัฒนา FBRs เครื่องปฏิกรณ์ทดลอง Joyo ซึ่งเดินเครื่องตั้งแต่ ค.ศ.1977 ได้ถูกเพิ่มกำลังเป็น 140 MWt FBRต้นแบบเพื่อการค้าชื่อ Monju ขนาด 280 MWe ถูกเชื่อมเข้ากับกริดในค.ศ.1995 และได้หยุดเดินเครื่องเนื่องจากโซเดียมรั่ว มีการวางแผนจะเดินเครื่องใหม่ในปี ค.ศ.2009

FBR ของรัสเซีย BN-600 ที่ Beloyarsk ได้จ่ายกระแสไฟฟ้ายังกริด ตั้งแต่ ค.ศ.1981 ใช้เชื้อเพลิงเป็นยูเรเนียมออกไซด์ ตัวทำความเย็นเป็นโซเดียม ออกที่อุณหภูมิ 550 ^oC ที่ความดันสูงกว่าความดันบรรยากาศเล็กน้อย BN 350 FBR เดินเครื่องที่ Kazahstan ประมาณ 27 ปี และครึ่งหนึ่งของ output ใช้กับ water desalination รัสเซียวางแผนจะจัดโครงสร้างของ BN-600 เพื่อเผาไหม้พลูโทเนียมจากคลังอาวุธทางทหาร

BN-800 เครื่องแรก ซึ่งเป็น FBR ที่ใหญ่ขึ้นจาก OKBM กำลังสร้างที่ Beloarsk สามารถใช้เชื้อเพลิงได้หลายชนิด U+Pu nitride, MOX, หรือ โลหะ และมี breeding ratio 1.3 นอกจากนั้น operating cost มากกว่าVVER เพียง 15%เท่านั้น สามารถเผาไหม้พลูโทเนียม 2 ตันต่อปี จากอาวุธที่ยกเลิก BN-800 ได้ถูกขายให้จีน และจะเริ่มสร้างที่นั่นสองเครื่องในปี ค.ศ.2012

รัสเซียมีการทดลองกับการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ที่ทำความเย็นด้วย lead มากมาย และมีการทำความเย็นด้วย lead-bismuth ประมาณ 40 ปี กับเรือดำน้ำ 7 Alfa class การออกแบบใหม่ของรัสเซียจาก NIKIET คือ BREST fast neutron reactor ขนาด 300 MWe หรือมากกว่า โดยมี lead เป็นตัวทำความเย็นชุดแรก ที่ 540 ^oC และ supercritical steam generator เครื่องปฏิกรณ์นี้ปลอดภัยและใช้ U+Pu nitride ความเข้มข้นสูงเป็นเชื้อเพลิงโดยไม่จำเป็นต้องเสริมสมรรถนะสูง

European Lead-cooled System (ELSY) ขนาด 600 MWe ในยุโรป นำโดย Ansaldo NUcleare จากอิตาลี และสนับสนุนการเงินจาก Euratom ELSY เป็น fast neutron reactor ซึ่งสามารถใช้เชื้อเพลิงเป็น depleted uranium หรือ ทอเรียม และเผาไหม้ actinides จากเชื้อเพลิง LWR การทำความเย็นโดยโลหะเหลว (Pb หรือ PB-Bi eutectic) ทำที่ความดันต่ำ การออกแบบเกือบสมบูรณ์ในปี ค.ศ.2008 และมีการวางแผนสร้างสถานปฏิบัติการขนาดเล็กเพื่อแสดงแบบ สามารถใช้งานได้กับเชื้อเพลิง MOX ที่ 480 ^oC และ lead หลอมเหลวถูกปั๊มยัง steam generator 8 ชุด การเอาความร้อนเนื่องจากการสลายออกเป็นแบบพาสซีฟ โดยการพา(convection)

ในสหรัฐอเมริกา GEมีส่วนในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ปลอดภัยที่ทำความเย็นโดยโลหะเหลว ชื่อ PRISM GE กับ DOE national laboratories กำลังพัฒนา PRISM ระหว่าง โปรแกรม advanced liquid-metal fast breeder reactor (ALMR) ไม่มี fast neutron reactor ของสหรัฐอเมริกาที่ใหญ่กว่า 66 MWe และไม่มีเครื่องใดจ่ายกระแสไฟฟ้าเพื่อการค้า

ปัจจุบันนี้ PRISM เป็นการออกแบบของ GE-Hitachi สำหรับ compact modular pool-type reactor ซึ่งมีระบบทำความเย็นอย่างพาสซีฟ หลังจากการพัฒนา 30 ปี ได้กลายเป็นคำเฉลยเครื่องปฏิกรณ์ยุคที่ 4 ของ GEH เพื่อปิดวัฏจักรเชื้อเพลิงในสหรัฐอเมริกา Power Block ของ PRISMแต่ละชุดประกอบด้วย module ที่กำลัง 311 MWe ทำงานที่อุณหภูมิสูง มากกว่า 500 ^oC ตัวทำความเย็นเป็นโซเดียม เชื้อเพลิงเป็นโลหะ Pu&DU ที่ได้จากเชื้อเพลิงใช้แล้วของ light water reactor เชื้อเพลิง PRISMใช้แล้วถูกนำกลับมาใช้ใหม่หลังจากการเอาผลผลิตฟิสชันออก

Korea Advanced Liquid Metal Reactor หรือ KALIMER ของเกาหลี เป็น fast reactor แบบ pool type ทำความเย็นด้วยโซเดียม และออกแบบให้ทำงานสูงกว่า 500 ^oC

เอกสารอ้างอิง

1. Advanced Nuclear Power Reactors, http://www.world-nuclear.org/info/info08html
2. เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ 4 ยุค ฟิสิกส์ราชมงคล, http://www.rmutphysics.com/CHARUD/specialnews/6/nuclear-reactor/index5.htm
3. เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ 4 ยุค, http://www.tint.or.th/nkc/nkc5002/nkc5002u.html
4. วิวัฒนาการโรงไฟฟ้านิวเคลียร์, http://www.vcharkarn.com/varticle/38298