مرت المشاريع التجارية للطاقة النووية من بداياتها في خمسينيات القرن الماضي حتى اليوم عبر جيلين من التصاميم. الجيل الأول كان عبارة عن محطات تجريبية، تهدف إلى تبيان أن الطاقة النووية هي تكنولوجيا تجارية ذات جدوى من أجل توليد الكهرباء.

وتتضمن هذه المحطات مفاعلات الماغنوكس (Magnox) المبردة بالغاز في المملكة المتحدة، والجيل الأول من تصاميم مفاعلات الماء المضغوط من ويستنغهاوس (Westinghouse) في الولايات المتحدة، والفراماتوم (Framatome) في فرنسا وتصاميم مفاعل الماء المغلي (BWR) المبكرة من جنرال إلكتريك (GE) في الولايات المتحدة. إن كثيراً من هذه الوحدات كان لديها قدرة خرج معتدلة أقل من 100 ميغا واط كهربائية، ومعظمها وصل الآن إلى نهاية حياته التصميمية المفيدة، وكثير منها تم بالنتيجة إغلاقها. أما الجيل الثاني للمحطات النووية فكان عبارة عن محطات تجارية كبيرة مكتملة، وعادة بحجم 500 ميغا واط كهربائية أو أعلى، وقد برهنت على أنها العمود الفقري لصناعة الطاقة النووية حتى اليوم. إن كثيراً من هذه المحطات تصل الآن إلى نهاية عمرها التصميمي، وقد طوّر علماء الطاقة النووية جيلاً جديداً من كل من مفاعلات الماء الخفيف والماء الثقيل. يميل هذا الجيل الثاني من المفاعلات ليكون بتصاميم غير متكررة، حيث تشمل كل محطة جديدة بعض الميزات التصميمية نتيجة الخبرة المكتسبة في تشغيل الوحدات السابقة. وقد أدت هذه الممارسة التطورية، العديد مع أدخلت خلال التغيرات من في تصاميم بناء المحطات إلى الميل لزيادة كلفة إنشاء محطات الجيل الثاني. أما التصاميم الجديدة للجيل الثالث التي تم اقتراحها فجميعها تستخدم تصميماً ذا وحدات مستقلة (Modular Design) لتبقي كلفة الإنشاء منخفضة، وقد شملت أيضاً عدداً من ميزات التصميم الجديد، هادفة إلى تعزيز الأمان والوثوقية. كذلك ازدادت أيضاً أحجام الوحدات، وهي الآن تتراوح من 600 ميغا واط كهربائية إلى 1600 ميغا واط كهربائية بالنسبة إلى المنشآت الأكبر.

في الولايات المتحدة، طوّرت شركة ويستنغهاوس الكهربائية (2005 ,Westinghouse Electric Company تصاميم مفاعلات ماء مضغوط جديدة (PWRS) ذات كتل مستقلة لأجل كل من محطات 600 ميغاواط كهربائية و 1000 ميغا واط كهربائية، وتدعى هذه، على التوالي، بتصاميم (AP600) و(AP1000). كما طورت شركة جنرال إلكتريك (General Electric Company - E2005) في الولايات المتحدة أيضاً، مفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) بقدرة   1350ميغا واط كهربائية، وتم في الفترة الأخيرة تصميم مفاعل يدعى بـ «الجيل الثالث»، «مفاعل الماء المغلي المبسط الاقتصادي (ESBWR). يوفر هذا التصميم (1500) (ميغا واط كهربائية) تبسيطاً أكثر عن فكرة (ABWR)، ويشمل سمات «الأمان غير الفاعل بالتصميم من أجل التمرير الطبيعي لماء التبريد عبر قلب المفاعل. بهذه الطريقة في حال الفشل التام لمحطة الطاقة، لن تتطلب المسألة مضخات لتزويد دوران ماء كافٍ للتحكم بدرجة حرارة القلب، وهكذا فإن إمكانية حدوث انصهار القلب سوف تستبعد نهائياً. يتطلب تصميم (ESBWR) مضخات وصمامات أقل مقارنةً بتصاميم الجيل السابق، ما يؤدي إلى مساحة أصغر وكلفة أقل للمحطة. تعتبر هذه الصفات المميزة كلها جذابة للزبائن المتوقعين، فقد عبرت شركات طاقة عدة عن اهتمامها باستخدام (ESBWR) لبناء محطات جديدة، مفترضةً أن جميع المتطلبات القانونية قد أكملت بنجاح.

أدى التجديد الكبير في التصميم في كل من مفهومي مفاعل الماء المضغوط (PWR) ومُفاعل الماء المغلي (BWR) المتقدمين، إلى تحسين الأمان وإلى تكاليف انشاء منخفضة، وإن أحد المحاسن  الأخرى لهذا النوع من التصميم ذي الوحدات المستقلة والبناء هو التقليل في الزمن المطلوب لبناء المحطة النووية إلى ما بين 3 و4 سنوات، أي أقصر بكثير من الزمن المطلوب لبناء محطات الجيل الثاني. أثر هذا الزمن الأقصر للإنشاء بشكل رئيس في تخفيض تكاليف الإنشاء، بتقديرات لكل من مفاعلي جنرال إلكتريك (GE)، وويستنغهاوس اللذين يعملان على الماء الخفيف، ضمن مجال يتراوح 1400 و 1600 دولار لكل كيلو واط كهربائية مركب. إن مفاعل الجيل الثالث في أوروبا (EPR1600) (مفاعل ضغط أوروبي) هو تصميم ذو 1600 ميغا واط كهربائية (2005 ,Framatone) تم تطويره بالمشاركة مع مجموعة من فراماتوم (Framatome) وسيمنز (Siemens).

إنه تطور لوحدات الماء المضغوط (PWR) التي بنيت سابقاً في فرنسا وألمانيا ، مع التأكيد ثانية على البنية ذات الوحدات المستقلة لتحسين الأمان وتقليل زمن الإنشاء وتكاليفه. وتعتبر أولكيليوتو 3Olkiliuto 3 في فنلندا أول محطة (EPR1600) يتم طلبها تجارياً، وهي الآن قيد الإنشاء، على أن تبدأ في عام الخطة (2009) بحسب الخطة. لكيلا يتم التفوق عليها من قبل منافسيها بمفاعلات الماء الخفيف، ومن جهتها لا تزال وكالة الطاقة النووية الكندية (AECL) تعمل على تطوير شكل آخر من الجيل الثالث لمفاعل (CANDU) ذي الماء الثقيل المضغوط. ويعتبر مُفاعل (Advanced Candu Reactor - ACR700) تصميماً ذا 700 ميغا واط كهربائية، وحتى بوحدة أكبر، 1000 ميغا واط كهربائية (ACR1000)، هي قيد الاقتراح أيضاً. بالإضافة إلى أخذ محاسن التصميم ذي الوحدات المستقلة وطريقة الإنشاء، شملت وحدات (ACR) أيضاً عدداً من تغيرات التصميم الهادفة إلى زيادة الأداء وتخفيض التكاليف تتضمن هذه استخدام وقود اليورانيوم المخصب قليلاً لكي يمكن استخدام الماء الخفيف عوضاً عن الماء الثقيل كمبرد أولي، الذي خَفض من مخزون الماء الثقيل المطلوب بحوالى 75 في المئة لا يزال الماء الثقيل يُستخدم كوسيط). يشمل التصميم الجديد أيضاً ضغطاً أعلى للبخار وحالات فيها درجات أعلى للحرارة، ما يؤدي إلى كفاءة حرارية أعلى مع تخفيض لاحق في تكاليف التشغيل.

 هناك أيضاً عدد من تصاميم مفاعلات مدعوة بالجيل الرابع ما زالت في مراحلها المبكرة جداً من التطوير. إن معظم هذه التصاميم  تختلف من ناحية المفهوم عن الأجيال السابقة، وحتى الآن لاتزال عبارة عن تجارب تصميمية بشكل رئيس. مع ذلك تعد هذه التصاميم بمحاسن كبيرة من ناحية الكفاءة الزائدة وتكاليف التشغيل المنخفضة، وبعضها ربما يكون جاهزاً للتطوير التجاري خلال 20-30 سنة قادمة. قادت وزارة الطاقة الأميركية اتحاداً عالمياً من 10 بلدان في منتدى دولي للجيل الرابع أو (GIF)، وقد ميزت هذه المجموعة ستة أنواع المفاعلات المتطورة التي يمكن تطويرها في التشغيل التجاري بعد حوالي 30 سنة من الآن 2005 US). DOE إن هدف هذه المجموعة هو تطوير مصدر طاقة نووية أكثر استدامة، الذي يقدم استخداماً أفضل بكثير المخزونات اليورانيوم المتوافرة، وتوفير أمان أعلى وموثوقية أكبر، مع إنتاج منخفض من النفايات النووية وتكاليف أقل لإنتاج الطاقة. إن الأنواع الستة من المفاعلات المشار إليها من قبل (GIF) في وثيقتها خارطة الطريق هي في معظمها تصاميم مفاعلات سريعة توافر استخداماً أفضل للوقود، وتستخدم مواد تبريد أولية جديدة مناسبة لنظم درجات حرارة عالية تتضمن هذه المفاعلات كلاً من تصاميم مفاعلات نوع المرة واحدة التي تعتمد على انشطار 235 U لوحده، وتصاميم نوع الدارة المغلقة التي تقوم بتدوير (إعادة استخدام) البلوتونيوم المولد في المفاعلات السريعة. يستخدم نظام المفاعل السريع المبرد بالغاز دارة وقود مغلقة مع إعادة استخدام البلوتونيوم المتولد لتخفيض متطلبات اليورانيوم بشكل كبير. من الممكن استخدام الهليوم كمبرد لإدارة توربين غازي مباشرة، الذي يعمل عند درجة حرارة مدخل حوالى 850 درجة مئوية لتوليد الكهرباء. إن المفاعل السريع المبرد بالرصاص Lead Cooled Fast) Reactor - LFR يستخدم أيضاً دارة وقود مغلقة، لكن بشكل أساسي هو تصميم ذو سداد محكم Sealed) ويتطلب إعادة تزويده بالوقود فقط بعد 10 30 سنة. يدور مبرد الرصاص بواسطة الحركة الدورانية الطبيعية عند درجة حرارة منخفضة نسبياً حوالي 600 درجة مئوية. تمو تصور المفاعل المبرد بالرصاص لتوليد الطاقة التوزيعية بحجم يتراوح 50 و 150 ميغا واط كهربائية للوحدة أما مفاعل الملح المصهور Molten Salt Reactor - MSR) فهو يعمل بوقود سائل مشكل من خليط من الصوديوم والزركونيوم وفلورين اليورانيوم، الذي يمرر عبر قلب وسيط من الغرافيت. يعمل مفاعل الملح المصهور بضغط منخفض للمبرد الأولي تحت حوالى 5 بار الذي يساهم في التشغيل بأمان، ويتم بعدها نقل الحرارة إلى مبرد ثانوي لكي تُستَخْدَم في نظام توليد طاقة بدارة رينكين التقليدية. وهناك مفاعل سريع آخر هو المفاعل السريع المبرد بالصوديوم (Sodium Cooled Fast Reactor - FR)، الذي يستخدم وقوداً فلزياً لكنه مبرد بواسطة سائل الصوديوم الدوّار عند درجة حرارة معتدلة نسبياً حوالي 550 درجة مئوية. أما النظامان الأخيران المعتبران في دراسة (GIF) فهما المفاعل المبرد بالماء فوق الحرج Jelenlly (Supercritical Water Cooled Reactor - SWCR) الحرارة العالية جداً (VHTR) الذي يستخدم الهليوم كمبرد أولي. يمكن للمفاعل من نوع (SWCR) أن يعمل إما بدارة وقود مفتوحة أو مغلقة، ومن الممكن أن يستخدم ماء فوق الضغط الحرج ودرجة الحرارة الحرجة لتحقيق تصميم مُدمج وفاعل. أما المفاعل من نوع (VHTR) فمن الممكن أن يستخدم غاز الهليوم لإدارة التوربين الغازي مثل (GFR)، لكن في هذه الحالة فإن درجة حرارة قريبة إلى 1000 درجة مئوية سوف تعزز كفاءة المحطة الإجمالية هناك نسخة معدلة على المفاعل (VHTR) وهي المسماة نظام مفاعل طبقة الحصى (Pebble-bed) حيث يمكن استخدام كريات وقود صغيرة مرتبة في تصميم قلب بسيط نسبياً. معظم هذه التصاميم موجودة لغاية الآن فقط كدراسات ورقية، ومن الممكن أن تحتاج إلى تصميم وتطوير كبيرين أخيراً، من المفروض أن نذكر الاندماج النووي بديلاً محتملاً طويل الأمد للمفاعلات الانشطارية التقليدية المستخدمة حالياً، و مخططاً لها لعقود عدة قادمة خلال التفاعل الاندماجي، يتم التحام نواتي نظيري الهيدروجين كالدوتيريوم والتريتيوم، مع بعضهما البعض تحت ضغوطات هائلة ودرجات حرارة تقدر بملايين الدرجات لتنتج ذرة الهيليوم ونيوترون عالي الطاقة وبذلك تحرير كميات كبيرة من الطاقة. إن هذا المصدر من الطاقة هو الذي يزود طاقة خرج كبيرة جداً للشمس، وقد حلم العلماء لعقود في تسخير التفاعل الاندماجي من أجل استخدامه على الأرض. تتضمن الفوائد المحتملة لتطوير محطات الاندماج النووي على الأرض بشكل أساسي، شكلاً لا ينضب من الوقود بشكل نظائر الهيدروجين المستخرجة من مياه البحار، وازدياداً في أمان المحطات النووية، وتخفيضاً كبيراً في كمية مواد النفايات المشعة التي من الممكن إنتاجها. تمت دراسة الطاقة الاندماجية في المختبرات السنين عديدة، لكن التحديات الهندسية لبناء مفاعل عملي قادر على احتواء البلازما عند درجات حرارة أعلى بمرات عديدة من درجة انصهار أي مادة معروفة خلال جزء من الثانية ما زالت حتى الآن من الصعب التغلب عليها. حتى هذا التاريخ، حاول العلماء استخدام إما الحجز» المغنطيسي الذي يتم فيه استخدام حقل مغنطيسي قوي جداً لاحتواء أنوية الذرّات المتفاعلة، أو الحجز بالقصور الذاتي حيث يتم تركيز شعاعي ليزر قويين جداً على هدف صغير من الوقود. تم استخدام الحجز المغنطيسي، على شكل جهاز توكاماك Tokamak) لإنتاج تفاعل نووي اندماجي خلال جزء من الثانية عام 1997، لكن كانت هناك حاجة إلى الطاقة لتغذية الجهاز بطاقة أكبر من التي أُنتجت بواسطة تفاعل الإندماج. كذلك، الطاقة المطلوبة لليزرين القويين جداً والمقترحين للحجز بالقصور الذاتي من الممكن أن تكون أعلى بعدة مرات من : المنتجة بالتفاعل الاندماجي الحاصل وهكذا إن الهدف المحيّر هو في تطوير طريقة تزويد تفاعل اندماجي ذاتي الاستمرار بمحصلة طاقة خرج موجبة، التي يمكن بعدئذ أن تستخدم لتوليد مصدر مستمر من الكهرباء ناجح لمحطة اندماج نووي ،يمكن إذا حصل ذلك أن لا يظهر قبل حوالى 50 إلى 100 عام وبالتالي لن تكون هناك حكمة في الاعتماد حالياً على تطوير الاندماج النووي كمصدر عملي للطاقة في المستقبل المتوقع.

مواضيع ذات صلة

أنواع أخرى من المفاعلات

انواع المفاعلات النووية

اضطرابات السمت

لماذا طاقات أعلى؟

معجلات الطاقة الفائقة الإرتفاع

التطوير التاريخي للمعجلات

الحقل المغناطيسي وتأثيراته في البلازما والحقول الأخرى

انعطاف صغير عند النجوم

ما الحرارة في الاندماج النووي

التسخين بالحقن بذرات متعادلة

الاندماج النووي في المختبر

Broken symmetries