Ядерный реактор — все самое интересное на ПостНауке
Визитная карточка советской ядерной энергетики — РБМК (реактор большой мощности канальный). Это канальный реактор с графитовым замедлителем и легкой водой в качестве теплоносителя, который работает на топливе из двуокиси урана. Мощность реактора РБМК-1000 составляет 1 ГВт, РБМК-1500 — 1,5 ГВт. Существовали проекты реакторов этого типа большей мощности, однако они не были реализованы.
РБМК был создан по подобию промышленных реакторов, нарабатывавших плутоний. Активная зона РБМК набрана из графитовых блоков размером 25 на 25 сантиметров. В каждом из блоков проделан канал, в котором размещается тепловыделяющий блок с твэлами. Каждый тепловыделяющий блок индивидуально охлаждается водой, которая нагревается до кипения и частично испаряется. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Пароводяная смесь отводится через верхние части каналов и пароводяную коммуникацию, подается в сепараторы, которые разделяют сухой пар 15 и воду.
Недостаток РБМК, заложенный в самой его конструкции, — дисбаланс между количеством графита (замедлителя) и воды (поглотителя нейтронов). Изначально графитовые блоки планировали сделать размером 20 на 20 сантиметров, но не хватало места, чтобы подвести в такой жесткой конструкции разводку для каждого блока. Тогда было решено сделать их чуть больше. В результате графита оказалось больше, а воды — меньше, что повысило вероятность возникновения аварийных ситуаций с вводом положительной реактивности при опустошении первого контура и ухода воды из каналов.
В процессе эксплуатации графитовая кладка постепенно деформируется и распухает под действием радиации. Один из возможных способов сделать РБМК более безопасными — модернизировать кладку, сделав ее не из цельных блоков, а, например, из маленьких шариков и убрав из нее избыток графита.
Вторая жизнь реакторов канального типа // Атомный эксперт
“>16
Сегодня РБМК постепенно выводят из эксплуатации. До 2030 года в России планируется остановить 18 энергоблоков, в основном с реакторами РБМК.«Росэнергоатом» создаст центр по выводу из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК // Страна РОСАТОМ. 23 июля 2020
“>17
В современной ядерной энергетике важную роль играют корпусные водо-водяные реакторы. В России это ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы), в других странах похожие реакторы называют PWR. На них приходится 60% мощностей всех реакторов мира. ВВЭР были созданы во многом благодаря реакторным установкам для атомных подводных лодок, на которых в качестве теплоносителя и замедлителя тоже используется вода.
Реактор ВВЭР-1000, самый распространенный в своей серии, представляет собой вертикальный цилиндрический герметичный сосуд из стали с крышкой, внутри которого располагается активная зона и внутрикорпусные устройства.
Корпус реактора выдерживает очень жесткие условия: высокое давление, температуру и скорость движения теплоносителя, а также мощные потоки радиации. В активной зоне реактора размещается 163 шестигранные18 тепловыделяющие сборки, каждая из которых состоит из 312 твэловКак делают ядерное топливо для Белорусской АЭС // Атомная энергия 2.0
“>19. На крышке реактора размещены приводы системы управления и защиты — в частности, поглощающих стержней, которые объединены в пучки и вводятся в активную зону реактора.
Реакторы ВВЭР работают по двухконтурной схеме. Через реактор циркулирует обычная вода, очищенная от примесей. Проходя через активную зону и омывая твэлы, она нагревается до 320 °C, и, чтобы она оставалась в жидком состоянии, ее приходится держать под давлением 160 атмосфер. Нагретая вода попадает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура, и затем снова закачивается в реактор. Вода второго контура превращается в парогенераторе в пар, который вращает турбину электрогенератора.
Кроме поглощающих стержней для контроля реактивности в реакторах ВВЭР используется борное регулирование. Борная кислота, которая выступает в качестве жидкого поглотителя нейтронов, подается в циркулирующую через активную зону воду первого контура. Ее концентрация изменяется в ходе работы реактора в зависимости от требований к реактивности. В начале работы у реактора большой запас реактивности, и, чтобы его компенсировать, требуется большая концентрация борной кислоты, а по мере выгорания топлива размножающие способности реактора ухудшаются, и борную кислоту постепенно выводят из раствора.
Топливом для реактора БН-600 служит диоксид урана, обогащенный по урану-235 до 17–26%. Это гораздо более высокое обогащение, чем в топливе для тепловых реакторов (менее 5%). В активной зоне реактора БН-600 размещены 369 ТВС с твэлами с высокообогащенным оксидом урана; в зоне воспроизводства — 378 сборок из обедненного (отвального) урана с содержанием урана-235 ниже природного уровня.
30
Гибридная активная зона реактора БН-800 будет включать в себя ТВС с таблеточным высокообогащенным урановым топливом, ТВС с таблеточным MOX-топливом и ТВС с виброуплотненным MOX-топливом (то есть в виде порошка диоксида плутония и урана, набитого в твэлы и уплотненного с помощью вибрации). Васильев Б. А. Цели и задачи разработок активных зон реакторов БН // Всероссийская научно-техническая конференция «Нейтронно-технические проблемы атомной энергетики». Обнинск, 2019
“>31 Высокообогащенное урановое топливо предполагается использовать только на первом этапе работы реактора, затем его полностью заменят на MOX-топливо.
Пуск первой в мире атомной электростанции
27 июня 1954 г. в посёлке Обнинское Калужской области в Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского (Лаборатория «В») был осуществлён пуск первой в мире атомной электростанции, оснащённой одним уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем АМ-1 («атом мирный») мощностью 5 МВт.
В годы Второй мировой войны в Советском Союзе начала проводиться работа по созданию ядерного оружия, которую возглавил учёный-физик, академик И. В. Курчатов. В 1943 г. Курчатов создал в Москве исследовательский центр — Лаборатория № 2 — позже преобразованный в Институт атомной энергии. В 1948 г. был построен плутониевый завод с несколькими промышленными реакторами, а в августе 1949 г. была испытана первая советская атомная бомба. После того, как было организовано и освоено в промышленном масштабе производство обогащённого урана, началось активное обсуждение проблем и направлений создания энергетических ядерных реакторов для транспортного применения и получения электроэнергии и тепла. По поручению Курчатова отечественные физики Е. Л. Фейнберг и Н. А. Доллежаль начали разрабатывать проект реактора для атомной электростанции.
16 мая 1950 г. постановлением Совета Министров СССР было определено строительство трёх опытных реакторов — уран-графитового с водяным охлаждением, уран-графитового с газовым охлаждением и уран-бериллиевого с газовым или жидкометаллическим охлаждением.
Строительством атомной электростанции руководила Обнинская физико-энергетическая лаборатория. При строительстве за основу была взята конструкция промышленного реактора, но вместо урановых стержней предусматривались урановые тепловыводящие элементы, так называемые твэлы. Разница между ними заключалась в том, что стержень вода обтекала снаружи, а твэл представлял собой двустенную трубку. Между стенками располагался обогащённый уран, а по внутреннему каналу протекала вода. Научные расчёты показали, что при такой конструкции нагреть её до нужной температуры намного проще. Материал тепловыводящих элементов должен был обладать прочностью, противокоррозийной стойкостью и не должен был менять своих свойств под длительным воздействием радиации. На первой атомной электростанции была тщательно продумана система управления протекающими в реакторе процессами. Для этого были созданы устройства для автоматического и ручного дистанционного управления регулирующими стержнями, для аварийной остановки реактора, приспособлений для замены твэлов.
Помимо выработки энергии, реактор Обнинской атомной электростанции также служил базой для экспериментальных исследований и для выработки изотопов для нужд медицины. Опыт эксплуатации первой, по сути экспериментальной, атомной станции полностью подтвердил инженерно-технические решения, предложенные специалистами атомной отрасли, что позволило приступить к реализации широкомасштабной программы по строительству новых атомных электростанций в Советском Союзе.
В мае 1954 г. был запущен реактор, а в июне того же года Обнинская атомная электростанция дала первый промышленный ток, открыв дорогу использованию атомной энергии в мирных целях. Обнинская АЭС успешно проработала почти 48 лет.
29 апреля 2002 г. в 11 ч. 31 мин. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире атомной электростанции в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Министерства Российской Федерации по атомной энергии, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку «поддержание её в безопасном состоянии с каждым годом становилось всё дороже».
На базе Обнинской атомной электростанции был создан музей атомной энергетики.
Лит.: Велихов Е. П. От ядерной бомбы к атомной электростанции. Игорь Васильевич Курчатов (1903-1960) // Вестник РАН. 2003. Т. 73. № 1. С. 51-64; Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»: сайт. 2008-2014. URL: http://www.rosatom.ru/; Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского: сайт. 2004–2011. URL: http://www.ippe.obninsk.ru/; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. М., 1964; Первая в мире АЭС — как это начиналось: Сб. ист.-арх. док. / Физико-энергетический институт имени академика А. И. Лейпуновского; [Сост. Н. И. Ермолаев]. Обнинск, 1999.
См. также в Президентской библиотеке:
О реструктуризации атомного энергопромышленного комплекса Российской Федерации: Указ Президента Российской Федерации от 27 апреля 2007 г. № 556. М., 2007.
Разгадка чудесной тайны атомного стартапа | Duke Energy
Один из многих вопросов, которые мы получаем от членов сообщества, касается процесса запуска ядерной реакции на наших заводах.
Для тех из нас, кто не является ядерным оператором или инженером, этот процесс может показаться загадочным. Чтобы помочь пролить свет на эту загадку, вот очень упрощенное объяснение того, как это работает.
Во-первых, давайте поговорим о том, как работает процесс реакции для коммерческого ядерного реактора. Нейтрон сталкивается с атомом урана-235. Этот дополнительный нейтрон создает нестабильные изотопы урана-236, которые распадаются почти мгновенно. Это расщепление производит тепло, которое преобразуется в энергию для мощности, и оно производит два нейтрона, которые продолжают процесс, называемый цепной реакцией. Мы называем этот процесс расщепления атомов делением . Активная зона реактора спроектирована так, чтобы быть стабильной по своей природе во время работы, при этом контур обратной связи снижает мощность активной зоны по мере повышения температуры, обеспечивая стабильность. Кроме того, активная зона реактора тщательно контролируется, у реакторов есть регулирующие стержни, которые можно вставлять в реактор для поглощения нейтронов и замедления реакции.
Существенным компонентом процесса является само топливо. Атомные станции используют уран в качестве источника топлива. Это природный элемент, который добывают из земли, обогащают и превращают в плотную, компактную топливную гранулу размером с ластик для карандашей. Если бы вы посетили завод по производству топлива в Соединенных Штатах, он был бы похож на любой другой завод, поскольку рабочие перемещают топливо с одной стадии процесса на другую.
В этот момент вы можете задаться вопросом, почему эти гранулы не вызывают реакции. Ответ заключается в том, что длительная ядерная реакция требует правильных условий. Должно быть определенное количество топлива. Чтобы реакция была устойчивой, должно быть достаточно атомов урана для непрерывной реакции. Это одна из причин, по которой кто-то на предприятии по производству топлива может безопасно прикасаться к отдельным топливным таблеткам или даже к топливным стержням в процессе производства. Проще говоря, для достижения устойчивой ядерной реакции требуется значительное количество топлива, подобное тому, что достигается внутри одного из ядерных реакторов на нашей площадке.
Как только топлива будет достаточно, чтобы вызвать реакцию, заводу, который никогда раньше не работал и у которого есть все новое топливо, понадобится что-то, чтобы начать запуск нейтронов. Это вызвано пусковым источником нейтронов, таким как калифорний-252 или плутоний-238. Эти металлические элементы вставляются в реактор с новым ядерным топливом. Когда управляющие стержни поднимаются из активной зоны реактора, нейтроны из источника нейтронов начинают воспламеняться, и, поскольку топлива достаточно для устойчивой реакции, мы запускаем процесс деления, который поддерживает работу станции в течение целых 18–24 месяцев.
Действующие атомные электростанции меняют примерно одну треть своего топлива. Из-за этого им не требуется пусковой источник нейтронов, как в новых реакторах. Вместо этого они используют исходные нейтроны для резервного запуска реактора. В основном они происходят из трех различных процессов: нейтронов собственного источника, фотонейтронов и нейтронов трансуранового источника.
Хотя по существу они разные, каждый из этих процессов приводит к высвобождению нейтронов, запускающих ядерную реакцию.
Достижение и поддержание ядерной реакции — сложный процесс. Для этого требуется надлежащее количество топлива, а также средство запуска первого нейтрона. Что наиболее важно, для этого требуются высококвалифицированные операторы для безопасного управления запуском, а также очень хорошо осведомленные инженеры-реакторщики и технические специалисты для оказания поддержки. Результат: безопасная и устойчивая ядерная реакция, которая обеспечивает безуглеродную энергию для питания наших домов и предприятий.
Планы строительства новых ядерных реакторов по всему миру
(обновлено в ноябре 2022 г.)
- Мощность атомной энергетики во всем мире неуклонно растет, около 60 реакторов находятся в стадии строительства.
- Большинство заказанных или планируемых реакторов находится в Азиатском регионе, хотя есть большие планы по новым блокам в России.
- Значительные дополнительные мощности создаются за счет модернизации завода.
- Программы продления срока службы завода поддерживают мощность, особенно в США.
Сегодня в 32 странах, а также на Тайване работает около 440 ядерных энергетических реакторов общей мощностью около 390 ГВт. В 2021 году они произвели 2653 ТВтч, что составляет около 10% мировой электроэнергии.
Около 60 энергетических реакторов в настоящее время строятся в 15 странах, в частности, в Китае, Индии и России. Единиц, строительство которых в настоящее время приостановлено, т.е. Охма 1 и Симанэ 3 (Япония) и Хмельницкий 3 и 4 (Украина) не показаны в таблице ниже.
Каждый год Международное энергетическое агентство ОЭСР (МЭА) излагает текущую ситуацию, а также справочные и другие сценарии – в частности, сокращения выбросов углерода – в своем отчете World Energy Outlook (WEO). В издании 2021 года (WEO 2021) «Сценарий заявленной политики» МЭА предусматривает рост установленной ядерной мощности более чем на 26% с 2020 по 2050 год (достижение примерно 525 ГВт).
Сценарий предусматривает, что к 2050 году общая генерирующая мощность составит 17 844 ГВт, при этом увеличение будет в значительной степени сосредоточено в Азии, в частности в Индии и Китае. В этом сценарии вклад атомной энергетики в глобальное производство электроэнергии составит около 8% в 2050 году9.0003
Сценарий заявленной политики МЭА (ранее называвшийся «Сценарий новой политики») основан на обзоре политических заявлений и планов, отражающих то, как правительства видят развитие своего энергетического сектора в ближайшие десятилетия. По оценкам МЭА в WEO 2021, кумулятивное воздействие заявленной политики приведет к снижению глобальных выбросов углекислого газа менее чем на 1% к 2050 году. что соответствовало узкой цели поддержания концентрации углекислого газа ниже 450 частей на миллион (частей на миллион) — уровня, связанного с 50-процентной вероятностью сохранения средней глобальной температуры ниже 2 °C (по сравнению с доиндустриальными уровнями). В 2017 году МЭА представило «Сценарий устойчивого развития» (SDS), который «изображает энергетическое будущее, в котором подчеркиваются сопутствующие преимущества мер, необходимых для одновременного обеспечения доступа к энергии, чистого воздуха и целей в области климата».
SDS в WEO 2021 предусматривает увеличение ядерной мощности до 669.ГВт к 2050 г.
Строительство атомных станций
Заказаны или планируются около 100 энергетических реакторов общей установленной мощностью около 100 000 МВт, и предлагается еще более 300. Большинство запланированных в настоящее время реакторов находятся в Азии, где экономика быстро растет, а спрос на электроэнергию быстро растет.
Многие страны с существующими ядерно-энергетическими программами либо планируют, либо строят новые энергетические реакторы. Каждая страна мира, в которой есть действующие атомные электростанции или строящиеся станции, имеет специальный профиль страны в Информационной библиотеке.
Около 30 стран рассматривают, планируют или запускают ядерно-энергетические программы (см. информационную страницу о странах с развивающейся ядерной энергетикой).
Строящиеся энергетические реакторы
| Старт † | Реактор | Модель | МВт брутто | |
|---|---|---|---|---|
| 2022 | Беларусь, БАЭС | Островец 2 | ВВЭР-1200 | 1194 |
| 2022 | Китай, CGN | Фанчэнган 3 | Хуалун Уан | 1180 |
| 2022 | Россия, Росэнергоатом | Курск II-1 | ВВЭР-ТОИ | 1255 |
| 2022 | Словакия, SE | Моховце 3 | ВВЭР-440 | 471 |
| 2023 | Бангладеш | Руппур 1 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2023 | Китай, CGN | Фанчэнган 4 | Хуалун Уан | 1180 |
| 2023 | Китай, CNNC | Сяпу 1 | CFR600 | 600 |
| 2023 | Франция, EDF | Фламанвиль 3 | ЭПР | 1650 |
| 2023 | Индия, NPCIL | Какрапар 4 | PHWR-700 | 700 |
| 2023 | Индия, NPCIL | Калпаккам ПФБР | ФБР | 500 |
| 2023 | Индия, NPCIL | Куданкулам 3 | ВВЭР-1000 | 1000 |
| 2023 | Индия, NPCIL | Куданкулам 4 | ВВЭР-1000 | 1000 |
| 2023 | Индия, NPCIL | Раджастхан 7 | PHWR-700 | 700 |
| 2023 | Индия, NPCIL | Раджастхан 8 | PHWR-700 | 700 |
| 2023 | Корея, KHNP | Шин Ханул 2 | АПР1400 | 1400 |
| 2023 | Корея, KHNP | Шин Кори 5 | АПР1400 | 1400 |
| 2023 | Россия, Росэнергоатом | Курск II-2 | ВВЭР-ТОИ | 1255 |
| 2023 | Словакия, SE | Моховце 4 | ВВЭР-440 | 471 |
| 2023 | Турция | Аккую 1 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2023 | ОАЭ, ENEC | Барака 4 | АПР1400 | 1400 |
| 2023 | США, Южный | Фогтле 3 | АП1000 | 1250 |
| 2023 | США, Южная | Фогтле 4 | АП1000 | 1250 |
| 2024 | Бангладеш | Руппур 2 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2024 | Китай, SPIC и Huaneng | Шидаован 1 | САР1400 | 1500 |
| 2024 | Китай, Годянь и CNNC | Чжанчжоу 1 | Хуалун Уан | 1212 |
| 2024 | Иран | Бушер 2 | ВВЭР-1000 | 1057 |
| 2024 | Корея, KHNP | Шин Кори 6 | АПР1400 | 1400 |
| 2024 | Турция | Аккую 2 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2025 | Китай, SPIC и Huaneng | Шидаован 2 | САР1400 | 1500 |
| 2025 | Китай, CGN | Тайпинлин 1 | Хуалун Уан | 1200 |
| 2025 | Китай, Годянь и CNNC | Чжанчжоу 2 | Хуалун Уан | 1212 |
| 2025 | Турция | Аккую 3 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2026 | Китай, CGN | Кангнан/Санъао 1 | Хуалун Уан | 1150 |
| 2026 | Китай, Хуанэн и CNNC | Чанцзян 3 | Хуалун Уан | 1200 |
| 2026 | Китай, CNNC | Чанцзян SMR 1 | АСР100 | 125 |
| 2026 | Китай, CGN | Тайпинлин 2 | Хуалун Уан | 1202 |
| 2026 | Китай, CNNC | Тяньвань 7 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2026 | Китай, CNNC | Сяпу 2 | CFR600 | 600 |
| 2026 | Индия, NPCIL | Куданкулам 5 | ВВЭР-1000 | 1000 |
| 2026 | Россия, Росатом | БРЕСТ-ОД-300 | БРЕСТ-300 | 300 |
| 2026 | Турция | Аккую 4 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2027 | Аргентина, CNEA | Карем | Карем25 | 29 |
| 2027 | Китай, CGN | Кангнан/Сан’ао 2 | Хуалун Уан | 1150 |
| 2027 | Китай, CNNC | Санмен 3 | CAP1000 | 1250 |
| 2027 | Китай, CNNC | Тяньвань 8 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2027 | Китай, CNNC и Датанг | Сюдабао 3 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2027 | Китай, Хуанэн и CNNC | Чанцзян 4 | Хуалун Уан | 1200 |
| 2027 | Индия, NPCIL | Куданкулам 6 | ВВЭР-1000 | 1000 |
| 2027 | Великобритания, EDF | Хинкли Пойнт C1 | ЭПР | 1720 |
| 2028 | Бразилия, Элетробрас | Ангра 3 | Преконвои | 1405 |
| 2028 | Китай, CGN | Луфэн 5 | Хуалун Один | 1200 |
| 2028 | Китай, CNNC и Датанг | Сюдабао 4 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2028 | Египет, NPPA | Эль-Дабаа 1 | ВВЭР-1200 | 1200 |
| 2028 | Великобритания, EDF | Хинкли Пойнт C2 | ЭПР | 1720 |
| 2030 | Египет, NPPA | Эль-Дабаа 2 | ВВЭР-1200 | 1200 |
† Последний объявленный/оценочный год подключения к сети.
Примечание: объекты, строительство которых в настоящее время приостановлено, не включены в приведенную выше таблицу.
Увеличение мощности
Увеличение мощности атомных станций в некоторых странах является результатом модернизации существующих станций. Это очень рентабельный способ привлечения новых мощностей. Например, были увеличены генерирующие мощности многочисленных энергетических реакторов в США, Швейцарии, Испании, Финляндии и Швеции.
В USA Комиссия по ядерному регулированию одобрила около 165 повышений мощности на общую сумму более 7500 МВт с 1977 г., некоторые из них «расширили повышение мощности» до 20%.
В Швейцария все действующие реакторы были повышены, увеличив мощность на 13,4%.
Испания разработала программу увеличения ядерной мощности на 810 МВт (11%) за счет модернизации девяти реакторов на 13%. Большая часть прибавки уже есть. Например, атомная электростанция Альмарес была увеличена на 7,4% при стоимости 50 миллионов долларов.
Финляндия увеличили мощность первоначальной электростанции Olkiluoto на 29% до 1700 МВт. Эта станция началась с двух шведских BWR мощностью 660 МВт, введенных в эксплуатацию в 1978 и 1980. АЭС Ловииса с двумя реакторами ВВЭР-440 повышена на 90 МВт (18%).
шведских коммунальных служб повысили рейтинг трех электростанций. Мощность электростанции Ringhals была увеличена примерно на 305 МВт по сравнению с 2006–2014 годами. Оскарсхамн 3 был увеличен на 21% до 1450 МВт при стоимости 313 миллионов евро. Мощность Форсмарка-2 увеличилась на 120 МВт (12%) по сравнению с 2013 годом.
Продление срока службы и вывод из эксплуатации
Большинство атомных электростанций изначально имели номинальный расчетный срок службы от 25 до 40 лет, но инженерные оценки показали, что многие из них могут работать дольше . К концу 2016 года NRC продлила лицензии более чем 85 реакторам, увеличив срок их эксплуатации с 40 до 60 лет. Такое продление лицензии примерно через 30 лет оправдывает значительные капиталовложения, необходимые для замены изношенного оборудования и устаревших систем управления.
Во Франции проходят скользящие десятилетние проверки реакторов. В 2009 году Управление по ядерной безопасности (ASN) одобрило обоснование безопасности EDF для 40-летней эксплуатации ее блоков мощностью 900 МВт на основе общей оценки 34 реакторов. Есть планы увеличить срок службы реактора до 60 лет, что требует значительных затрат.
Правительство России продлевает срок службы большинства реакторов страны с первоначальных 30 лет на 15 лет или на 30 лет в случае более новых блоков ВВЭР-1000 со значительной модернизацией.
Была продемонстрирована техническая и экономическая целесообразность замены основных компонентов реактора, таких как парогенераторы в PWR и напорные трубы в тяжеловодных реакторах CANDU. Возможность замены компонентов и продления лицензий, продлевающих срок службы существующих станций, очень привлекательна для коммунальных предприятий, особенно с учетом трудностей общественного признания, связанных со строительством ядерных мощностей взамен.
С другой стороны, экономические, нормативные и политические соображения привели к преждевременному закрытию некоторых энергетических реакторов, особенно в США, где количество реакторов сократилось со 110 до 9.