Projektowanie i certyfikacja w Korei Południowej

Projektowanie APR-1400 rozpoczęło się w 1992, po uzyskaniu certyfikacji Koreańskiego Instytutu Bezpieczeństwa Jądrowego w maju 2002.

Certyfikacja w Stanach Zjednoczonych

Wniosek o amerykańską certyfikację projektu został złożony do amerykańskiej Komisji Dozoru Jądrowego (NRC) w grudniu 2014, a w marcu 2015 został przyjęty do przeglądu technicznego, aby ustalić, czy projekt reaktora spełnia podstawowe amerykańskie wymogi bezpieczeństwa^[4]. We wrześniu 2018 NRC wydała końcowy raport z oceny bezpieczeństwa i standardowe zatwierdzenie projektu, stwierdzając, że projekt jest technicznie akceptowalny i ważny przez 15 lat^[5][6]. W kwietniu 2019 NRC zatwierdziła zasadę certyfikacji standardowego projektu APR-1400^[7]. Certyfikat wchodzi w życie 120 dni po jego opublikowaniu w Rejestrze Federalnym^[8].

Certyfikacja na terenie Unii Europejskiej

W październiku 2017 Organizacja ds. Wymagań Europejskich Przedsiębiorstw Energetycznych (European Utility Requirements) zatwierdziła projekt reaktora APR-1400^[9].

Korea Południowa

Pierwsze komercyjne reaktory APR-1400 w Shin Kori zostały zatwierdzone we wrześniu 2007, a budowa rozpoczęła się w październiku 2008 (blok 3) i sierpniu 2009 (blok 4)^[10][11][12]. Shin Kori 3 miał rozpocząć pracę pod koniec 2013, ale harmonogramy dla obu jednostek 3 i 4 zostały opóźnione o około rok, aby wymienić okablowanie sterujące związane z bezpieczeństwem, które nie przeszło niektórych testów^[13]. Budowa dwóch kolejnych bloków APR-1400 w Shin Kori w Korei (bloki nr 5 i nr 6) miała rozpocząć się w 2014^[14], ale do grudnia 2016 plany nie zostały sfinalizowane^[15].

Budowa dwóch nowych APR-1400, Shin Hanul blok 1 i 2, rozpoczęła się w maju 2012 (blok nr 1)^[16] i czerwcu 2013 (blok nr 2)^[17], przy czym jednostka 1 ma zostać ukończona w kwietniu 2017. Dwa kolejne APR-1400 w Shin Hanul zostały zatwierdzone w 2014, a budowa ma się rozpocząć w 2017^[18].

Po wyborze prezydenta Muna Jae-ina w maju 2017 KHNP zawiesił prace projektowe na Shin Hanul 3 i 4^[19], a prace budowlane na Shin Kori 5 i 6 w lipcu 2017 na okres trzech miesięcy. Okres, podczas gdy powołana przez rząd komisja spotkała się, aby omówić przyszłą politykę kraju w zakresie energii jądrowej^[20]. Prezydent Mun podpisał porozumienie w marcu 2017, wzywając do stopniowego wycofywania energii jądrowej podczas kampanii na prezydenta^[19]. W październiku 2017 komisja zaleciła przystąpienie do budowy Shin Kori 5 i 6^[21]. Prezydent Mun ogłosił, że poparł decyzję komitetu, ale dodał, że żadna nowa konstrukcja nie będzie dozwolona^[22], podając w wątpliwość los Shin Hanul 3 i 4. Od kwietnia 2020 Shin-Kori 1 i 2^[23] oraz Shin-Hanul 1 działają, podczas gdy Shin-Hanul 2 jest załadowany paliwem jądrowym^[24].

Zjednoczone Emiraty Arabskie

W grudniu 2009 konsorcjum kierowane przez KEPCO otrzymało kontrakt na budowę czterech reaktorów APR-1400 w Barakah w Zjednoczonych Emiratach Arabskich^[25]. Budowa bloku nr 1 w Barakah rozpoczęła się w lipcu 2012^[26], bloku nr 2 w maju 2013^[27], bloku nr 3 we wrześniu 2014^[28], a bloku nr 4 we wrześniu 2015^[29][30]. Blok 1 rozpoczął produkcję energii 1 sierpnia 2020 i został oddany do użytku komercyjnego 6 kwietnia 2021^[31][32].

Zjednoczone Królestwo Wielkiej Brytanii i Irlandii Północnej

W Wielkiej Brytanii została utworzona spółka NuGeneration (NuGen) jako wspólne przedsięwzięcie firm Engie, Iberdrola i Scottish and Southern Energy (SSE) w celu rozwoju elektrowni jądrowej Moorside w Kumbrii; początkowe plany przewidywały trzy jednostki Westinghouse AP1000. SSE została wykupiona przez Engie i Iberdrolę w 2011, a udział Iberdroli został z kolei zakupiony przez Toshibę w 2013. Po bankructwie spółki zależnej Toshiby, Westinghouse Electric Corporation w marcu 2017, Engie wycofało się z NuGen w lipcu, pozostawiając Toshibę jako jedynego właściciela NuGen. W grudniu 2017 NuGen ogłosił, że KEPCO został wybrany preferowanym oferentem do nabycia NuGen od Toshiby. W lipcu 2018 status preferowanego oferenta KEPCO został wycofany w odpowiedzi na trudności w finansowaniu inwestycji^[33].

Zestawienie

Rdzeń

Rdzeń reaktora APR-1400 składa się z 241 zespołów paliwowych, 93 zespołów elementów sterujących i 61 zespołów oprzyrządowania wewnętrznego. Każdy zespół paliwowy ma 236 prętów paliwowych w układzie 16 × 16 (część miejsca zajmują rurki prowadzące dla elementów sterujących) zawierający dwutlenek uranu (średnie wzbogacenie 2,6 w/o), który jest w stanie wytworzyć średnią wolumetryczną gęstość mocy 100,9 W/cm^3. Do 30% rdzenia można również załadować paliwem Mixed Oxide z niewielkimi modyfikacjami. Rdzeń zaprojektowano na 18-miesięczny cykl pracy z wyładowaniem do 60 000 MWD/MTU, oraz z zapasem cieplnym 10%^[10]. W zespołach elementów sterujących zastosowano 76 prętów z węgliku boru w prętach kontrolnych o pełnej wytrzymałości, a 17 prętów z Inconelu-625 zastosowano w prętach kontrolnych o częściowej wytrzymałości.

Systemy pierwszorzędne

Podobnie jak OPR-1000 i wcześniejsze konstrukcje C-E, APR-1400 ma dwa obwody chłodzenia reaktora. W każdym obwodzie ogrzane chłodziwo pierwotne opuszcza naczynie ciśnieniowe reaktora (RPV) przez jedną gorącą odnogę, przechodząc przez jedną wytwornicę pary (SG), powracając do naczynia reaktora przez dwie zimne odnogi, z których każda wyposażona jest w pompę chłodziwa reaktora (RCP)^[34]. W pętli 2 znajduje się jeden regulator ciśnienia (PZR) na gorącej nodze, w którym podczas pracy utrzymywany jest pęcherzyk pary. Pętle są ułożone symetrycznie, więc gorące nogi są diametralnie przeciwne na obwodzie RPV. Ponieważ wytwornice pary są uniesione w stosunku do RPV, naturalna konwekcja będzie cyrkulować chłodziwo reaktora w przypadku awarii RCP. Sprężarka jest wyposażona w sterowany pilotem zawór nadmiarowy, który nie tylko chroni przed nadmiernym ciśnieniem w układzie chłodzenia reaktora, ale także umożliwia ręczne obniżenie ciśnienia w przypadku całkowitej utraty wody zasilającej.

Systemy drugorzędne

Każda wytwornica pary ma 13.102 rurki Inconel 690; materiał ten poprawia odporność na pękanie korozyjne naprężeniowe w porównaniu z Inconelem 600 stosowanym w poprzednich projektach. Podobnie jak późna ewolucja projektu System 80+, konstrukcja generatora pary zawiera zintegrowany ekonomizer wody zasilającej, który wstępnie podgrzewa wodę zasilającą przed jej wprowadzeniem do SG. W porównaniu z konstrukcją OPR-1000, generator pary charakteryzuje się większym zapasem wtórnej wody zasilającej, co wydłuża czas suszenia i daje więcej czasu na ręczną interwencję operatora, jeśli zajdzie taka potrzeba. Margines zatykania lamp projektowych wynosi 10%, co oznacza, że urządzenie może pracować z pełną mocą przy zatkanych do 10% lampach SG. Każda z dwóch głównych linii pary z wytwornicy pary zawiera pięć zaworów bezpieczeństwa, główny zawór nadmiarowy pary i jeden zawór odcinający.