Főbb paraméterek
| Főbb paramétereket összefoglaló táblázat | |
| Fejlesztő cég | GE Vernova Hitachi Nuclear Energy |
| Reaktortípus | Forralóvizes reaktor (BWR) |
| Hűtőközeg | Könnyűvíz (H2O) |
| Moderátor | Könnyűvíz (H2O) |
| Termikus teljesítmény | 870 MWt |
| Villamos teljesítmény | 300 MWe |
| Zóna kilépő hőmérséklet | 288 °C |
| Üzemanyag | 4,95% dúsítású urán-dioxid |
| Üzemanyag elrendezése | UO2, 17×17 négyszögrácsos kazetta |
| Kampányhossz | 12 hónap |
| Jelenlegi státusz | Részletes tervezés |
| Első reaktor várható üzembe helyezésének éve | 2025 |
Áttekintés
A GE Vernova Hitachi Nuclear Energy által fejlesztett BWRX-300 a forralóvizes reaktorok családjába tartozó, természetes cirkulációra épülő kis moduláris reaktor. A típus a korábbi ESBWR konstrukció egyszerűsített, kisebb teljesítményű változatának tekinthető, miközben több ponton az üzemelő BWR- és ABWR-technológiák tapasztalataira támaszkodik. A reaktor 870 MW hőteljesítmény mellett körülbelül 300 MW nettó villamos teljesítményt szolgáltat, ezért az SMR-ek között a nagyobb teljesítményű könnyűvizes egységek közé sorolható [1].
A referencia-kialakítás egy önálló reaktoregységre épül, de telephelyi szinten több egység is telepíthető egymás mellett. Erre példa az ontariói Darlington New Nuclear Project, ahol hosszabb távon négy BWRX-300 blokk megvalósításával számolnak [3], [4].
Primer rendszer és energiaátalakítás
A BWRX-300 nem primer–szekunder körös nyomottvizes elrendezést, hanem egykörös forralóvizes rendszert alkalmaz. A reaktortartályban keletkező gőz közvetlenül a turbinára jut, ezért nincs szükség gőzfejlesztőre, térfogatkompenzátorra vagy külön szekunder körre. A hűtőközeg és a moderátor könnyűvíz, a keringtetést pedig nem fő keringtetőszivattyúk, hanem természetes cirkuláció biztosítja [1].
A reaktortartály üzemi nyomása körülbelül 7,17 MPa, a zóna belépő és kilépő hűtőközeg-hőmérséklete pedig 270 °C, illetve 288 °C. A közvetlen Rankine-ciklus egyszerűbb rendszerfelépítést tesz lehetővé, ugyanakkor azt is jelenti, hogy a turbinakör közvetlenül kapcsolódik a reaktorban keletkező gőzhöz [1].
Üzemanyag és aktív zóna
Az aktív zóna 240 darab GNF2 típusú forralóvizes üzemanyagkötegből épül fel. Az üzemanyag urán-dioxid, a maximális dúsítás 4,95 %, a burkolat anyaga Zircaloy-2. A GNF2 köteg 10×10-es rácselrendezésű, 78 teljes hosszúságú üzemanyagpálcát, 14 részleges hosszúságú pálcát és két nagy központi vízrudat tartalmaz [1].
A zónakialakítás nem új üzemanyag-technológiára, hanem meglévő BWR-üzemeltetési tapasztalatokra és ipari háttérre épít. Ez csökkenti az üzemanyag-fejlesztési kockázatot, és illeszkedik a BWRX-300 általános fejlesztési stratégiájához: a technológia nem radikálisan új alapelvet, hanem egyszerűsített és kisebb teljesítményű forralóvizes konstrukciót alkalmaz [1].
Nukleáris biztonsági funkciók
A nukleáris biztonság három fő funkcióját az alábbi rendszerek látják el.
Reaktivitás-szabályozás és leállítás
A láncreakció szabályozására és gyors leállítására kereszt alakú, B4C vagy hafnium neutronelnyelő anyagot tartalmazó szabályozó- és biztonságvédelmi rudak szolgálnak. A BWR-kialakításból adódóan ezek a rudak alulról, a reaktortartály alsó részéhez kapcsolódó finommozgatású szabályozórúd-hajtásokkal juttathatók az aktív zónába. A rendszer hidraulikus scram funkciót alkalmaz, diverz tartalékként pedig villamos motoros rúdbeviteli lehetőség is rendelkezésre áll [1].
A hosszabb távú reaktivitásszabályozásban szilárd kiégő mérgek is szerepet kapnak, többek között Gd2O3 alkalmazásával. A bórbefecskendező rendszer nem normál üzemi teljesítményszabályozó rendszer, hanem vészhelyzeti, diverz leállítási tartalék arra az esetre, ha a szabályozórudakkal történő leállítás nem lenne elegendő [1].
Üzemzavari zónahűtés és remanenshő-elvonás
Az üzemanyag üzemzavarok alatti hűtését és a remanenshő elvonását nagyrészt passzív rendszerek biztosítják. A legfontosabb ilyen rendszer az Isolation Condenser System, amely három független vonalból áll. Mindegyik vonal egy vízmedencébe merített hőcserélőt tartalmaz: a reaktortartályból érkező gőz ezen kondenzálódik, majd a kondenzátum gravitációs hajtóerővel és természetes cirkulációval jut vissza a reaktortartályba [1].
Két működő vonallal a remanenshő-elvonás hét napig fenntartható kezelői beavatkozás nélkül, a medencék vízkészlete pedig később külső forrásból pótolható. A hűtőközegvesztéses üzemzavarok kockázatát a reaktortartályba integrált szigetelőszelepek is csökkentik, mivel nagyobb csőtörés esetén gyorsan leválaszthatók a sérült csatlakozások [1].
Radioaktív anyagok visszatartása
A radioaktív anyagok visszatartása a könnyűvizes reaktorokra jellemző mérnöki gátak rendszerére épül: az üzemanyag-mátrixra, az üzemanyag-burkolatra, a reaktortartályra és a nyomástartó rendszerekre, valamint a konténmentre. A BWRX-300 száraz, földbe süllyesztett, acéllemez–kompozit konténmentet alkalmaz, amely körülbelül 19 m külső átmérőjű és 38 m magas [1].
A tervezés egyik fontos egyszerűsítése, hogy a nagy hűtőközegvesztéses üzemzavarok valószínűségének csökkentése miatt elhagyja a korábbi BWR-generációknál jellemző nyomáscsökkentő medencét. A konténment hűtését üzemzavari körülmények között passzív konténmenthűtő rendszer támogatja, amely természetes cirkulációval és kondenzációval vezeti el a hőt egy vízzel feltöltött medencébe. Súlyos baleseti tartalékként zónaolvadék-felfogó kialakítás is szerepel a tervben [1].
Előnyök, alkalmazhatóság és korlátok
A BWRX-300 legnagyobb előnye az egyszerűsített, természetes cirkulációs BWR-kialakítás és a meglévő technológiai háttér kombinációja. A gyártó célja a rendszerkomplexitás és az építési költség csökkentése: a típus az ESBWR passzív biztonsági koncepcióira, az ABWR egyes komponenseire és a GNF2 üzemanyagra támaszkodik [1].
Az egyszerűsítés nem jelenti azt, hogy a típus már teljesen kiforrott, üzemelő konstrukció lenne. Az első kereskedelmi egység megépítése továbbra is first-of-a-kind projektkockázatokat hordoz. Alkalmazását tekintve elsősorban villamosenergia-termelésre alkalmas, de a gyártó távhő-, hidrogéntermelési és egyes ipari hőalkalmazásokat is megjelöl. A rendelkezésre álló hőforrás-hőmérséklet 100–260 °C tartományban adható meg, ezért magas hőmérsékletű ipari folyamatokra csak korlátozottan használható [1].
Terheléskövetésre a típus napi 50–100 % teljesítménytartományban, körülbelül 0,5 %/perc teljesítményváltoztatási sebességgel képes. Ez alapján a BWRX-300 nemcsak alaperőművi működésre, hanem mérsékelt terheléskövető üzemre is alkalmas lehet [1].
Projektállapot és engedélyezés
A BWRX-300 a vízhűtésű SMR-ek között jelenleg az egyik legelőrehaladottabb projektnek tekinthető. A kanadai nukleáris hatóság előzetes gyártói tervfelülvizsgálata 2023-ban nem azonosított alapvető engedélyezési akadályt, bár több további fejlesztést és igazolást igénylő műszaki területet is megjelölt [2].
Az Ontario Power Generation 2021-ben választotta ki a BWRX-300-at a Darlington telephelyre. A Canadian Nuclear Safety Commission 2025. április 4-én engedélyezte egy BWRX-300 reaktor megépítését, a projekt pedig hosszabb távon négy egységgel számol [3], [5]. Az első egység tervezett üzembe állása 2030 körül várható [4], [6]. 2026 márciusában az OPG már az első egység 20 éves üzemeltetési engedélykérelmét is benyújtotta a CNSC-hez [3].
Európai kitekintés
Európában a BWRX-300 az egyik legelőrehaladottabb nyugati SMR-koncepció. Az Egyesült Királyságban a GE Vernova Hitachi BWRX-300 2025 decemberében lezárta a kétlépcsős Generic Design Assessment folyamat második lépését, és Step 2 statementet kapott a brit nukleáris és környezetvédelmi hatóságoktól [7], [8]. Ez még nem telephelyi létesítési engedély, de fontos szabályozói mérföldkő, mert a technológia biztonsági, védettségi és környezetvédelmi alapértékelése előrehaladott állapotba jutott.
Lengyelországban az Orlen Synthos Green Energy a BWRX-300-ra épülő SMR-flotta fejlesztését készíti elő. A GE Vernova Hitachi és az OSGE 2026 februárjában megállapodást írt alá a lengyel generikus terv továbbfejlesztéséről [9]. A lengyel tervek szerint Włocławek lehet az első hazai SMR-telephely, ahol BWRX-300 technológia alkalmazása merült fel [10].
Észtországban a Fermi Energia 2023-ban választotta ki a BWRX-300-at lehetséges első észt atomerőművi technológiának [11]. Svédországban a Vattenfall 2025-ben a Rolls-Royce SMR mellett a GE Vernova BWRX-300-at is rövidlistára vette új nukleáris kapacitások lehetséges technológiájaként [12]. Ezek a projektek még nem jelentenek építési engedélyt, de azt mutatják, hogy a BWRX-300 európai jelenléte több országban is konkrét előkészítési, engedélyezési vagy technológiaválasztási szakaszba jutott.
Rövid értékelés
A BWRX-300 fejlesztési stratégiája alapvetően konzervatív: nem radikálisan új reaktorfizikai vagy üzemanyag-technológiára épít, hanem a forralóvizes reaktorok ismert technológiáját egyszerűsíti és méretezi le SMR-teljesítménytartományba. A természetes cirkuláció, az integrált reaktortartály-szigetelőszelepek, az Isolation Condenser System és a passzív konténmenthűtés a biztonsági rendszerek egyszerűsítését és a passzív biztonsági tartalékok növelését célozzák.
A típus legfontosabb kockázata az, hogy kereskedelmi üzemben még nem bizonyított konstrukció. Ugyanakkor a darlingtoni projekt előrehaladott állapota, a brit GDA előrehaladása és a lengyel, észt, illetve svéd előkészítések miatt a BWRX-300 az egyik legreálisabb középtávú nyugati SMR-projektnek tekinthető.
Források
[1] GE Vernova Hitachi Nuclear Energy, BWRX-300 General Description, 005N9751, Revision H, October 2025.
https://www.gevernova.com/content/dam/gevernova-nuclear/global/en_us/documents/carbon-free-power/005N9751-BWRX-300-General-Description.pdf
[2] Canadian Nuclear Safety Commission, Pre-licensing vendor design review – GE Hitachi BWRX-300.
https://www.cnsc-ccsn.gc.ca/eng/reactors/regulating-nuclear-reactors-power-plants/pre-licensing-vendor-design-review/
[3] Canadian Nuclear Safety Commission, Darlington New Nuclear Project.
https://www.cnsc-ccsn.gc.ca/eng/reactors/new-reactor-power-plant-projects/new-reactor-power-plant-facilities/darlington-new-nuclear-project/
[4] Ontario Power Generation, Small modular reactors | Darlington SMR.
https://www.opg.com/projects-services/projects/nuclear/smr/darlington-smr/
[5] Canadian Nuclear Safety Commission, Commission authorizes Ontario Power Generation Inc. to construct 1 BWRX-300 reactor at the Darlington New Nuclear Project site, 2025.
https://www.canada.ca/en/nuclear-safety-commission/news/2025/04/commission-authorizes-ontario-power-generation-inc-to-construct-1-bwrx-300-reactor-at-the-darlington-new-nuclear-project-site.html
[6] Ontario Power Generation, Overview of Nuclear Facilities, EB-2025-0297, Exhibit A1, Tab 4, Schedule 3, 2025.
https://files.opg.com/docs/eb-2025-0297-a1-04-03-overview-of-nuclear-facilities-pdf/
[7] GOV.UK, GDA Step 2 of the GE Vernova Hitachi SMR: Fundamental Assessment public summary, 2025.
https://www.gov.uk/government/publications/gda-step-2-of-the-ge-vernova-hitachi-smr-fundamental-assessment/gda-step-2-of-the-ge-vernova-hitachi-smr-fundamental-assessment-public-summary
[8] GE Vernova, BWRX-300 small modular reactor reaches regulatory milestone in the UK, 2025.
https://www.gevernova.com/news/press-releases/bwrx-300-nuclear-small-modular-reactor-reaches-regulatory-milestone-uk
[9] GE Vernova, Deployment of BWRX-300 small modular reactor in Poland takes major step forward with design development, 2026.
https://www.gevernova.com/news/press-releases/deployment-bwrx-300-small-modular-reactor-poland-major-step-forward-design-development
[10] Reuters, Polish oil company Orlen to build small nuclear power, 2025.
https://www.reuters.com/sustainability/boards-policy-regulation/polish-oil-company-orlen-build-small-nuclear-power-2025-08-28/
[11] GE Vernova, Fermi Energia selects GE Hitachi Nuclear Energy BWRX-300 small modular reactor for deployment in Estonia, 2023.
https://www.gevernova.com/news/press-releases/fermi-energia-selects-ge-hitachi-nuclear-energy-bwrx-300-small-modular-reactor-for
[12] Reuters, Sweden's Vattenfall shortlists Rolls Royce, GE Vernova to build SMR nuclear reactors, 2025.
https://www.reuters.com/business/energy/swedens-vattenfall-shortlists-rolls-royce-ge-vernova-build-smr-nuclear-reactors-2025-08-21/