Nuclear Engineering, Chulalongkorn University

19/08/2026

⚛️🚚 Kaleidos Microreactor: เมื่อโรงไฟฟ้านิวเคลียร์กำลังเดินทางไปสู่การทดสอบจริง

อีกหนึ่งความก้าวหน้าที่น่าจับตามองของ Microreactor จากสหรัฐฯ 🇺🇸

เมื่อวันที่ 18 สิงหาคม 2026 Radiant Nuclear ประกาศว่า Kaleidos ได้ออกเดินทางจากแคลิฟอร์เนียไปยัง Idaho National Laboratory (INL) เพื่อเข้าทดสอบที่ DOME – Demonstration of Microreactor Experiments โดยเดินทางด้วยรถบรรทุกเป็นระยะทางมากกว่า 1,000 ไมล์

⚛️ Kaleidos คืออะไร?

Kaleidos เป็น High-Temperature Gas-cooled Microreactor (HTGR) ขนาดประมาณ 1 MWe ออกแบบให้สามารถผลิตไฟฟ้าและความร้อนสำหรับพื้นที่ที่ต้องการพลังงานที่มั่นคง เช่น พื้นที่ห่างไกล ฐานทัพ หรือระบบ Microgrid

จุดเด่นของเทคโนโลยีคือ

🔹 เชื้อเพลิง: HALEU-TRISO
🔹 Coolant: Helium gas
🔹 Moderator: Graphite
🔹 กำลังผลิต: ประมาณ 1 MWe
🔹 ความร้อน: ประมาณ 1.9 MWth
🔹 อายุการใช้งานต่อการเติมเชื้อเพลิง: มากกว่า 5 ปี
🔹 Cooling: ใช้อากาศและสามารถระบายความร้อนแบบ passive
🔹 การขนส่ง: ออกแบบให้ขนส่งทางบก ทางเรือ และทางอากาศได้

แนวคิดสำคัญคือการนำ TRISO fuel + helium cooling + graphite moderator มาใช้ใน reactor ขนาดเล็ก และออกแบบทั้งระบบให้มีความกะทัดรัดและเคลื่อนย้ายได้

🚚 “Nuclear Generator” ที่ขนส่งได้

Kaleidos ถูกออกแบบให้บรรจุอยู่ใน shipping container เดียว และสามารถนำไปติดตั้งในพื้นที่ที่ต้องการพลังงานโดยไม่ต้องสร้างโครงสร้างพื้นฐานขนาดใหญ่แบบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ทั่วไป

จึงมีแนวคิดที่จะนำ Microreactor มาเป็นแหล่งพลังงานที่มีความมั่นคงสูง เพื่อทดแทน Diesel Generator ในพื้นที่ห่างไกลหรือโครงข่ายไฟฟ้าที่มีข้อจำกัด

🧪 ก้าวสำคัญ: การทดสอบที่ DOME

สิ่งที่น่าสนใจที่สุดในปีนี้คือ Kaleidos กำลังเปลี่ยนจาก “การออกแบบ” → “การทดสอบเครื่องจริง”

การทดสอบที่ DOME มีแผนดำเนินการเป็นลำดับ ตั้งแต่การติดตั้งและเติมเชื้อเพลิง การเข้าสู่ zero-power criticality ไปจนถึงการเดินเครื่องที่กำลังสูง และการเดินเครื่องต่อเนื่อง 150 ชั่วโมง เพื่อประเมินสมรรถนะของระบบในสภาวะจริง

🎯 หากการทดสอบประสบความสำเร็จ Kaleidos จะเป็นอีกตัวอย่างสำคัญของแนวทาง Microreactor ที่เน้นความสามารถในการขนส่ง ติดตั้งรวดเร็ว และจ่ายไฟแบบกระจายศูนย์

จากโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดหลายร้อยเมกะวัตต์
➡️ สู่เครื่องปฏิกรณ์ขนาดประมาณ 1 MW
➡️ และจากโรงไฟฟ้าที่ต้องสร้างในพื้นที่เฉพาะ
➡️ สู่ “Nuclear Power ที่สามารถขนส่งไปยังจุดที่ต้องการไฟฟ้า” ⚛️🚚

📌 References:
• Radiant Nuclear – Kaleidos Microreactor
• U.S. NRC – Kaleidos Reactor
• Idaho National Laboratory / DOE – DOME Microreactor Test Bed
• World Nuclear News – Kaleidos microreactor begins journey to Idaho, 18 August 2026

รูปประกอบ Radiant และ Tori Shivanandan/X

19/08/2026

Refer. https://www.thansettakij.com/economy/energy/666814

18/08/2026

18/08/2026

ขอแสดงความยินดีแด่ ศาสตราจารย์ ดร.สุพิชชา จันทรโยธา
เนื่องในโอกาสได้รับรางวัล “นักวิทยาศาสตร์อาวุโส ประจำปี 2569” จาก สมาคมวิทยาศาสตร์แห่งประเทศไทยในพระบรมราชูปถัมภ์ รางวัลอันทรงเกียรติที่มอบเพื่อยกย่องนักวิทยาศาสตร์อาวุโสผู้สร้างคุณูปการและอุทิศตนเพื่อพัฒนาวงการวิทยาศาสตร์ไทยอย่างต่อเนื่อง

18/08/2026

☢️🇺🇸 สหรัฐฯ เร่งปรับ Tax Credit เพื่อผลักดันการลงทุนโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

💡 การผลักดันพลังงานนิวเคลียร์ของสหรัฐฯ กำลังเผชิญโจทย์สำคัญที่มากกว่าเรื่อง เทคโนโลยีและความปลอดภัย นั่นคือ “จะทำอย่างไรให้โครงการนิวเคลียร์มีความคุ้มค่าทางเศรษฐศาสตร์และสามารถดึงดูดการลงทุนได้จริง”

🏛️ ล่าสุด รายงานข่าวจาก E&E News, 17 สิงหาคม 2026 กระทรวงพลังงานสหรัฐฯ (DOE) กำลังผลักดันให้ Congress ปรับปรุง Nuclear Investment Tax Credit (ITC) หลังมาตรการจูงใจด้านภาษีที่เกิดขึ้นภายใต้ Inflation Reduction Act (IRA) ปี 2022 ยังไม่สามารถกระตุ้นการลงทุนโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ใหม่ได้มากนัก เนื่องจากผู้ซื้อไฟฟ้าและสาธารณูปโภคยังลังเลกับต้นทุนและความเสี่ยงของโครงการนิวเคลียร์ใหม่

🇺🇸 IRA คืออะไร?

Inflation Reduction Act (IRA) 2022 เป็นกฎหมายสำคัญของสหรัฐฯ ที่ใช้มาตรการทางภาษีเพื่อสนับสนุนการลงทุนในพลังงานสะอาด โดยเปิดโอกาสให้นิวเคลียร์ได้รับประโยชน์จาก Clean Electricity Production Tax Credit (PTC) และ Clean Electricity Investment Tax Credit (ITC) ซึ่งเป็นมาตรการแบบ Technology-Neutral ที่สามารถครอบคลุมโรงไฟฟ้านิวเคลียร์รุ่นใหม่ได้

💰 แล้ว Nuclear ITC ทำงานอย่างไร?

ITC = Investment Tax Credit เป็นเครดิตภาษีที่คำนวณจาก เงินลงทุนของโครงการ แตกต่างจาก PTC ซึ่งคำนวณจาก ปริมาณไฟฟ้าที่ผลิตได้

สำหรับ Advanced Nuclear นั้น DOE อธิบายว่า Section 48E สามารถให้ ITC ได้ 30% ของเงินลงทุนที่เข้าเกณฑ์ หากโครงการปฏิบัติตามข้อกำหนดด้านค่าจ้างและการฝึกงาน และสามารถมี adders เพิ่มได้อีกสำหรับบางกรณี เช่น Energy Community และ Domestic Content

🔎 ตัวอย่างเพื่อให้เห็นภาพ

สมมติโครงการ SMR มีเงินลงทุนที่เข้าเกณฑ์

🏗️ $3,000 ล้าน

หากได้รับ ITC 30%

💰 Tax Credit = $3,000 ล้าน × 30% = $900 ล้าน

หมายความว่าโครงการสามารถใช้เครดิตภาษีมูลค่า $900 ล้านตามกฎที่เกี่ยวข้อง ช่วยลดภาระทางเศรษฐศาสตร์ของการลงทุนลงอย่างมาก

📌 ตัวเลขนี้เป็นเพียงตัวอย่าง ไม่ได้หมายความว่า SMR ทุกโครงการจะได้รับ ITC 30%

⚖️ ITC กับ PTC ต่างกันอย่างไร?

ITC → ช่วยตั้งแต่การลงทุน

🏗️ ลงทุนมาก → เครดิตมาก
💰 เหมาะกับโครงการที่มี Capital Cost สูง

ขณะที่

PTC → ช่วยระหว่างการผลิตไฟฟ้า

⚡ ผลิตไฟฟ้ามาก → ได้เครดิตมาก
📈 เหมาะกับโครงการที่ต้องการลดต้นทุนตลอดช่วงการเดินเครื่อง

DOE ประเมินว่า สำหรับ Advanced Nuclear หากต้นทุนก่อสร้างสูงกว่า approximately $6,000/kW ITC มีแนวโน้มได้เปรียบ PTC ในแง่ผลกระทบต่อ LCOE ขณะที่โครงการต้นทุนต่ำกว่าอาจมีความน่าสนใจของ PTC มากขึ้น

☢️ ทำไมเรื่องนี้จึงสำคัญต่อ SMR?

โครงการ SMR แรก ๆ หรือ FOAK (First-of-a-Kind) มักมีต้นทุนสูงและมีความเสี่ยงจากการก่อสร้างและการพัฒนา Supply Chain

ดังนั้นมาตรการอย่าง ITC สามารถช่วยลดภาระด้านเงินลงทุนในช่วงเริ่มต้น และเพิ่มโอกาสให้โครงการแรกเกิดขึ้นได้

เมื่อเกิดการก่อสร้างหลายโครงการ ต้นทุนมีโอกาสลดลงจาก

🔧 Learning by Doing
🏭 การผลิตซ้ำ
📦 Supply Chain ที่พัฒนา
📉 FOAK → NOAK

จึงเกิดวงจรที่สำคัญ:

💰 ลดภาระการลงทุน → ☢️ สร้างโครงการแรก → 🏭 สร้างซ้ำ → 📉 ลดต้นทุน → ⚡ เพิ่มความสามารถในการแข่งขัน

🇺🇸 แล้วทำไม DOE ต้องการ “Boost” ITC?

แม้ IRA จะสร้างแรงจูงใจไว้แล้ว แต่ประสบการณ์ที่ผ่านมาแสดงให้เห็นว่า Tax Credit เพียงอย่างเดียวอาจยังไม่เพียงพอ ที่จะทำให้ utilities และผู้ซื้อไฟฟ้าตัดสินใจลงทุนในโครงการนิวเคลียร์ใหม่ที่มีต้นทุนสูงและความเสี่ยงสูง

Energy Secretary Chris Wright จึงผลักดันให้ Congress ปรับปรุง Nuclear ITC เพื่อเป็นส่วนหนึ่งของความพยายามเพิ่มกำลังผลิตนิวเคลียร์ของสหรัฐฯ โดยรัฐบาลตั้งเป้าเพิ่มกำลังผลิตนิวเคลียร์สุทธิของประเทศเป็นประมาณ 4 เท่าภายในปี 2050

🇹🇭 บทเรียนสำหรับประเทศไทย

ประเด็นนี้สะท้อนว่า การพิจารณา SMR ไม่ควรถามเพียงว่า

☢️ “เทคโนโลยีไหนดี?”

แต่ต้องถามต่อว่า

💰 ใครเป็นผู้ลงทุน?
🏦 จะจัดหาเงินทุนอย่างไร?
⚖️ ใครรับความเสี่ยงจากต้นทุนที่เพิ่มขึ้น?
🔌 ใครจะรับซื้อไฟฟ้าในระยะยาว?
📉 จะทำให้ต้นทุนจาก FOAK ไปสู่ NOAK ได้อย่างไร?

เพราะในท้ายที่สุด

☢️ เทคโนโลยีที่ดี อาจไม่เกิดขึ้นจริง หากโครงสร้างทางเศรษฐศาสตร์ไม่เอื้อต่อการลงทุน

🇺🇸 บทเรียนจากสหรัฐฯ จึงชี้ให้เห็นว่า การผลักดัน SMR ให้เกิดขึ้นจริงต้องเดินไปพร้อมกันทั้ง

☢️ Technology + 📋 Regulation + 💰 Financing + ⚡ Market

📌 แหล่งข่าว: E&E News, 17 สิงหาคม 2026 — DOE wants Congress to boost a nuclear tax credit. It might need buy-in from House Democrats.

📚 ข้อมูลประกอบ: U.S. Department of Energy และ Internal Revenue Service

17/08/2026

🇦🇪☢️ UAE มีทั้งน้ำมัน ก๊าซ และ Solar แล้วทำไมยังเลือก Nuclear?

ถ้าพูดถึงสหรัฐอาหรับเอมิเรตส์ (UAE) หลายคนอาจนึกถึงประเทศผู้ส่งออกน้ำมันและก๊าซ รวมถึงการลงทุนด้าน Solar ขนาดใหญ่

แต่ UAE กลับตัดสินใจสร้างโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดใหญ่ถึง 5,600 MWe

และที่น่าสนใจคือ เทคโนโลยีที่เลือกมาจาก เกาหลีใต้ 🇰🇷

นั่นคือ APR1400 — Advanced Power Reactor 1400

☢️ APR1400 คืออะไร?

APR1400 เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR (Pressurized Water Reactor) ที่พัฒนาโดยอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ของเกาหลีใต้ โดยมี KEPCO และ KHNP เป็นผู้ยื่นขอรับรองแบบมาตรฐานต่อ U.S. NRC

ตัวเลขทางเทคนิคที่น่าสนใจคือ

⚙️ กำลังไฟฟ้า: ประมาณ 1,400 MWe/หน่วย
🔥 กำลังความร้อน: ประมาณ 4,000 MWth
🏗️ อายุการออกแบบ: 60 ปี
💧 ประเภท: PWR
☢️ Barakah: 4 หน่วย รวม 5,600 MWe

U.S. NRC ระบุ APR1400 เป็น PWR ที่มีกำลังความร้อนประมาณ 4,000 MWt และ NRC ออก Design Certification ให้แบบ APR1400 ในปี 2019 ซึ่งเป็นหลักฐานสำคัญว่าเทคโนโลยีนี้ผ่านกระบวนการประเมินด้านความปลอดภัยตามกรอบของสหรัฐฯ

🇦🇪 Barakah — APR1400 ในโลกจริง

UAE เริ่มก่อสร้าง Barakah ในปี 2012 และเลือกสร้าง APR1400 จำนวน 4 หน่วย

การนำโรงไฟฟ้าเข้าสู่การใช้งานไม่ได้ทำพร้อมกันทั้งหมด แต่ทยอยเดินเครื่องทีละหน่วย

🔹 Unit 1 — Commercial Operation: 1 เมษายน 2021
🔹 Unit 2 — Commercial Operation: 23 มีนาคม 2022
🔹 Unit 3 — Commercial Operation: 24 กุมภาพันธ์ 2023
🔹 Unit 4 — Commercial Operation: 5 กันยายน 2024

ทำให้ Barakah กลายเป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ multi-unit ขนาด 5.6 GWe ที่เดินเครื่องครบทั้ง 4 หน่วยในปี 2024

⚡ 5,600 MWe ใหญ่แค่ไหน?

ENEC ระบุว่าเมื่อ Barakah เดินเครื่องครบทั้ง 4 หน่วย โรงไฟฟ้าสามารถผลิตไฟฟ้าได้ประมาณ 40 TWh ต่อปี และรองรับประมาณ 25% ของความต้องการไฟฟ้าของ UAE

เพื่อให้เห็นภาพ ระบบไฟฟ้าของ UAE มีความต้องการสูงมาก โดยข้อมูลของ Emirates Water and Electricity Company (EWEC) ระบุว่า Global Demand ในปี 2024 อยู่ที่ประมาณ 18.6 GW และคาดว่าจะเพิ่มเป็นประมาณ 27.7 GW ในปี 2032

ดังนั้น Barakah ที่มีกำลัง 5.6 GW จึงไม่ใช่โรงไฟฟ้าขนาดเล็ก แต่เป็นกำลังผลิตระดับที่มีความสำคัญต่อระบบไฟฟ้าของประเทศอย่างชัดเจน

และในเมืองเศรษฐกิจสำคัญอย่าง Dubai เพียงแห่งเดียว peak power demand ในปี 2025 สูงถึง 11.39 GW

🛢️ แล้วถ้า UAE มี Gas อยู่แล้ว ทำไมต้อง Nuclear?

นี่คือประเด็นที่น่าสนใจที่สุด

UAE ไม่ได้สร้าง Nuclear เพราะไม่มีเชื้อเพลิงฟอสซิล

แต่ต้องการ แหล่งผลิตไฟฟ้าขนาดใหญ่ที่สามารถผลิตได้อย่างต่อเนื่องและไม่มีการปล่อย CO₂ จากการเดินเครื่อง

Barakah จึงเข้ามาทำหน้าที่เป็น baseload generation

☢️ Nuclear → ผลิตไฟฟ้าอย่างต่อเนื่อง 24/7
☀️ Solar → ใช้ประโยชน์จากศักยภาพแสงแดดมหาศาลของ UAE
🛢️ Gas → ยังคงมีบทบาทในระบบไฟฟ้าและพลังงาน โดยเฉพาะด้านความยืดหยุ่น

ENEC ระบุว่า Barakah ผลิตไฟฟ้าคาร์บอนต่ำประมาณ 40 TWh/ปี และช่วยให้ UAE มีไฟฟ้าที่สะอาดและเชื่อถือได้สำหรับภาคครัวเรือนและอุตสาหกรรม

🇰🇷 จาก “ผู้ซื้อ” สู่ “ผู้ส่งออกเทคโนโลยี”

เรื่องของ APR1400 จึงไม่ได้เป็นเพียงเรื่องของ UAE

แต่เป็นเรื่องของ วิวัฒนาการของอุตสาหกรรมนิวเคลียร์เกาหลีใต้

เกาหลีใต้เคยพึ่งพาเทคโนโลยีจากต่างประเทศในการพัฒนาอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ของตนเอง ก่อนที่จะพัฒนาเทคโนโลยีของตัวเองจนสามารถส่งออก APR1400 ให้กับ UAE ได้

และในปี 2019 APR1400 ยังได้รับ U.S. NRC Design Certification อีกด้วย

จึงเกิดภาพที่น่าสนใจมาก:

🇦🇪 ประเทศผู้ส่งออกน้ำมันและก๊าซ
เลือกใช้ ☢️ Nuclear Technology
จาก 🇰🇷 ประเทศผู้ส่งออกเทคโนโลยีนิวเคลียร์

Barakah จึงไม่ได้เป็นเพียงโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แห่งแรกของ UAE

แต่เป็นกรณีศึกษาที่น่าสนใจของ การถ่ายทอดเทคโนโลยี การพัฒนาอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ และการแข่งขันในตลาด Nuclear Technology ระดับโลก

และ APR1400 ก็เป็นหนึ่งในตัวอย่างที่ชัดเจนว่า

“ประเทศหนึ่งอาจมีน้ำมันและก๊าซจำนวนมาก แต่ยังเลือก Nuclear เพื่อออกแบบระบบพลังงานสำหรับอนาคต” ☢️🇦🇪🇰🇷

📷 ภาพประกอบ: Wikiemirati, Barakah nuclear power plant under construction in 2017, Wikimedia Commons, CC BY-SA 4.0

📚 References
1. U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) — Issued Design Certification – Advanced Power Reactor 1400 (APR1400)
2. U.S. NRC — APR1400 Design Control Document and Environmental Report
3. Emirates Nuclear Energy Corporation (ENEC) — Barakah Nuclear Energy Plant: Commercial Operations
4. ENEC — Unit 1, Unit 2 and Unit 3 Commercial Operations
5. Emirates Water and Electricity Company (EWEC) — Statistical Report 2024
6. Dubai Electricity and Water Authority (DEWA) — 2025 Annual Results

17/08/2026

🤝☢️ ต้อนรับผู้เชี่ยวชาญและแลกเปลี่ยนองค์ความรู้ด้านเทคโนโลยี SMR

เช้าวันนี้ 17 สค 2569 ศ.ดร. สมบูรณ์ รัศมี หัวหน้าภาควิชาวิศวกรรมนิวเคลียร์ จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย ให้การต้อนรับ ดร.สุขสันต์ หุตังคบดี Project Manager จาก Sizewell C Nuclear Development Project, สหราชอาณาจักร 🇬🇧 และ ดร.นุวงศ์ ชลคุป รักษาการรองผู้อำนวยการ ศูนย์เทคโนโลยีพลังงานแห่งชาติ (ENTEC) รวมถึง ดร.วศิน เวชกามา วิศวกรนิวเคลียร์ชำนาญการ สถาบันเทคโนโลยีนิวเคลียร์แห่งชาติ (สทน.) ☢️

ในการพบปะครั้งนี้ มีการแลกเปลี่ยนความคิดเห็นและหารือความร่วมมือด้าน งานวิจัยเพื่อพัฒนากรอบการประเมินเทคโนโลยี Small Modular Reactor (SMR) โดยมุ่งเชื่อมโยงองค์ความรู้และความเชี่ยวชาญจากหลายภาคส่วน 🤝🔬

งานวิจัยดังกล่าวมีการพัฒนาองค์ความรู้ในแต่ละด้านโดยนักวิจัยและบุคลากรจากหน่วยงานและสถาบันต่าง ๆ ได้แก่

🏫 ภาควิชาวิศวกรรมเครื่องกล มหาวิทยาลัยเทคโนโลยีพระจอมเกล้าธนบุรี (มจธ.)
☢️ สถาบันเทคโนโลยีนิวเคลียร์แห่งชาติ (สทน.)
🌾 ภาควิชาวิศวกรรมอุตสาหการ มหาวิทยาลัยเกษตรศาสตร์
⚡ ส่วนงานพลังงานนิวเคลียร์และรังสี การไฟฟ้าฝ่ายผลิตแห่งประเทศไทย (กฟผ.)
🌾 ศูนย์เทคโนโลยีพลังงานแห่งชาติ (ENTEC)
🏫 ภาควิชาวิศวกรรมนิวเคลียร์ จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย

การทำงานร่วมกันในลักษณะนี้มีความสำคัญต่อการพัฒนา องค์ความรู้ เครื่องมือ และเกณฑ์การประเมิน SMR ที่เหมาะสมกับบริบทของประเทศไทย 🇹🇭 ทั้งในมิติของ ⚙️ เทคโนโลยี 🛡️ ความปลอดภัย 💰 เศรษฐศาสตร์ 🏗️ โครงสร้างพื้นฐาน และ 🚀 การนำไปใช้งานจริง

☢️ จากการพัฒนาองค์ความรู้ในแต่ละภาคส่วน สู่การบูรณาการความเชี่ยวชาญ เพื่อสนับสนุนการตัดสินใจด้านพลังงานนิวเคลียร์ของประเทศไทยในอนาคต 🇹🇭

17/08/2026

☢️ EPR: หนึ่งใน Reactor นิวเคลียร์ที่ใหญ่ที่สุดในโลก

เวลาพูดถึง ขนาดของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ เรามักพูดถึงกำลังผลิตไฟฟ้าเป็นหน่วย MWe แต่ถ้าถามให้ชัดว่า “Reactor หนึ่งหน่วยสามารถผลิตไฟฟ้าได้มากที่สุดประมาณเท่าไร?” หนึ่งในคำตอบที่น่าสนใจคือ EPR (European Pressurized Reactor)

EPR เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบ Pressurized Water Reactor (PWR) รุ่น Generation III+ ที่พัฒนาโดยอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ของฝรั่งเศส โดยมี EDF และ Framatome เป็นผู้เล่นหลักในการพัฒนาและผลิตเทคโนโลยี

จุดเด่นของ EPR คือการออกแบบให้เป็น Large Reactor ที่มีกำลังผลิตไฟฟ้าระดับประมาณ 1.6 GW ต่อหนึ่งหน่วย

⚡Reactor ผลิตไฟฟ้าได้ถึง 1,660 MWe

ตัวอย่างที่ชัดเจนที่สุดคือ Taishan Nuclear Power Plant 🇨🇳 ประเทศจีน ซึ่งมี EPR จำนวน 2 หน่วย

ตามข้อมูลของ IAEA PRIS แต่ละหน่วยมี

🔥 Thermal power: 4,590 MWth
⚡ Gross electrical capacity: 1,750 MWe
⚡ Net electrical capacity: 1,660 MWe

ดังนั้น ถ้าพูดถึงกำลังไฟฟ้าที่สามารถส่งเข้าสู่ระบบได้จริง ตัวเลขที่ควรจำคือ

EPR 1 หน่วย ≈ 1,660 MWe net

หรือประมาณ 1.66 GW ต่อหนึ่ง Reactor

Taishan ทั้งสองหน่วยจึงมีกำลังผลิตสุทธิรวมประมาณ 3,320 MWe หรือ 3.32 GW

🔥 จากความร้อน 4,590 MWth สู่ไฟฟ้า 1,660 MWe

ตัวเลขของ EPR ทำให้เห็นภาพของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ได้ดี

4,590 MWth
↓
ความร้อนจากปฏิกิริยานิวเคลียร์
↓
ผลิตไอน้ำ
↓
หมุน Turbine
↓
1,750 MWe gross
↓
หักไฟฟ้าที่โรงไฟฟ้าใช้เอง
↓
1,660 MWe net

MWth คือกำลังความร้อนที่ reactor ผลิตได้ ส่วน MWe คือกำลังไฟฟ้าที่ผลิตโดย turbine-generator

ส่วนคำว่า Gross และ Net ก็มีความสำคัญเช่นกัน เพราะโรงไฟฟ้าเองต้องใช้ไฟฟ้าสำหรับปั๊ม ระบบหล่อเย็น ระบบควบคุม ระบบความปลอดภัย และอุปกรณ์ต่าง ๆ ภายในโรงไฟฟ้า ดังนั้นกำลังไฟฟ้าที่ส่งออกสู่ Grid จึงน้อยกว่า gross capacity

🏭 ทำไมต้องสร้าง Reactor ให้ใหญ่ขนาดนี้?

แนวคิดสำคัญคือ Economy of Scale

แทนที่จะสร้าง reactor จำนวนมากเพื่อให้ได้กำลังผลิตสูง ก็สามารถใช้ reactor ขนาดใหญ่เพียงไม่กี่หน่วยในการผลิตไฟฟ้าจำนวนมาก

EPR จึงถูกออกแบบให้เหมาะกับระบบไฟฟ้าขนาดใหญ่ โดย EDF ระบุกำลังผลิตของ EPR อยู่ในระดับประมาณ 1,650 MWe ต่อหน่วย

อย่างไรก็ตาม ขนาดที่ใหญ่ก็มีข้อแลกเปลี่ยน หาก reactor ขนาด 1.6 GW ต้องหยุดเดินเครื่อง ระบบไฟฟ้าจะสูญเสียกำลังผลิตก้อนใหญ่ในทันที ดังนั้นประเทศที่ติดตั้ง reactor ขนาดนี้จำเป็นต้องมี Grid ที่แข็งแรงและกำลังสำรองเพียงพอ

🌍 แล้ว EPR มีขนาดเท่าไร?

เมื่อพูดถึง EPR จะพบตัวเลขทั้ง 1,650 และ 1,750 MWe ซึ่งไม่ได้หมายความว่าเป็น reactor คนละขนาด

EPR ที่ Taishan ถูกระบุโดย IAEA ว่าเป็น EPR-1750 โดยมี 1,750 MWe gross และ 1,660 MWe net

ขณะที่ EDF มักอ้าง EPR ในระดับประมาณ 1,650 MWe net

ดังนั้นในภาพรวมสามารถเข้าใจได้ว่า

EPR คือ Large Reactor ระดับประมาณ 1.6 GW net ต่อหนึ่งหน่วย

ความแตกต่างของตัวเลขเกิดจาก การกำหนด rating และ basis ในการรายงานของแต่ละโครงการ

☢️ ขนาดระดับ 1.6 GW ถือว่าใหญ่มาก

เพื่อให้เห็นภาพ Taishan มี EPR เพียง 2 หน่วย แต่สามารถมีกำลังผลิตสุทธิรวมถึง 3.32 GW

นี่จึงเป็นตัวอย่างที่ชัดเจนของการพัฒนาโรงไฟฟ้านิวเคลียร์จาก reactor รุ่นเก่าที่มีกำลังผลิตหลักไม่กี่ร้อย MWe ไปสู่ Large Reactor ระดับมากกว่า 1,600 MWe ต่อหน่วย

และไม่ได้มีเฉพาะ Taishan เท่านั้น EPR ยังถูกนำไปใช้ในโครงการอย่าง Olkiluoto 3 ในฟินแลนด์ และ Flamanville 3 ในฝรั่งเศส ทำให้เห็นว่า reactor ระดับประมาณ 1.6 GW สามารถนำไปใช้งานจริงในระบบไฟฟ้าขนาดใหญ่ได้

ดังนั้น หากถามว่า

“Reactor นิวเคลียร์หนึ่งหน่วยใหญ่ได้ถึงแค่ไหน?”

EPR เป็นหนึ่งในคำตอบที่ชัดเจนที่สุดในปัจจุบัน

ประมาณ 1,600–1,660 MWe net ต่อหนึ่งหน่วย
หรือในกรณี Taishan 1,750 MWe gross / 1,660 MWe net

พูดง่าย ๆ คือ reactor เพียงหนึ่งเครื่องสามารถส่งไฟฟ้าเข้าสู่ Grid ได้ประมาณ 1.6 GW ซึ่งสะท้อนให้เห็นถึงขนาดของ Large Nuclear Reactor ในยุคปัจจุบัน

📚 References
1. IAEA PRIS — Taishan-1: ข้อมูล EPR-1750, 4,590 MWth, 1,750 MWe gross และ 1,660 MWe net IAEA PRIS — Taishan-1
2. IAEA PRIS — Taishan-2: ข้อมูลกำลังผลิตของ EPR หน่วยที่ 2 IAEA PRIS — Taishan-2
3. EDF — EPR: ข้อมูลเทคโนโลยีและกำลังผลิตของ EPR EDF — EPR Technology

📷 Image credit: Taishan Nuclear Power Plant, China — By EDF Energy, Attribution, via Wikimedia Commons.
Wikimedia Commons — Taishan Nuclear Power Plant

17/08/2026

☢️ จาก Control Rod ตก สู่บทเรียน Nuclear Reactor Safety

เหตุการณ์ที่ St. Lucie Unit 1 รัฐฟลอริดา สหรัฐฯ เมื่อวันที่ 13 สิงหาคม 2026 เป็นอีกเหตุการณ์ที่น่าสนใจสำหรับคนที่ติดตามเรื่องความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

ขณะที่ Unit 1 กำลังเดินเครื่องเต็มกำลัง พบว่า Control Rod จำนวน 3 แท่งเคลื่อนเข้าสู่ Reactor Core ผู้ปฏิบัติงานจึงตัดสินใจทำ Manual Reactor Trip เพื่อหยุด reactor และนำโรงไฟฟ้าเข้าสู่สภาวะที่ควบคุมได้ เหตุการณ์นี้ไม่ได้ถูกจัดเป็นภาวะฉุกเฉิน และระบบต่าง ๆ สามารถตอบสนองได้ตามที่ออกแบบไว้

แต่สิ่งที่น่าสนใจกว่าตัวเหตุการณ์ คือ เราสามารถเรียนรู้อะไรจากมันเกี่ยวกับ Nuclear Reactor Safety?

⚛️ Control Rod ตก ไม่ได้แปลว่า Reactor อันตรายขึ้นทันที

หน้าที่หลักของ Control Rod คือการดูดกลืนนิวตรอนเพื่อควบคุม reactivity ของ reactor ดังนั้นเมื่อ Control Rod เคลื่อนเข้าสู่ core ผลโดยพื้นฐานคือ reactivity ลดลง

อย่างไรก็ตาม การที่ Control Rod เคลื่อนที่ผิดตำแหน่ง โดยเฉพาะหลายแท่งพร้อมกัน เป็น abnormal condition ที่ต้องประเมิน เพราะอาจทำให้ power distribution ภายใน core เปลี่ยนแปลง

นี่จึงเป็นเหตุผลที่โรงไฟฟ้าเลือกดำเนินการ Reactor Trip แทนที่จะปล่อยให้ reactor เดินเครื่องต่อไป

🛑 Reactor Trip เป็นเพียงจุดเริ่มต้น

เมื่อ reactor trip แล้ว fission chain reaction จะลดลงอย่างรวดเร็ว แต่ไม่ได้หมายความว่า reactor จะ “เย็นลง” ทันที

เชื้อเพลิงยังคงมี decay heat จาก radioactive fission products ดังนั้นหลัง shutdown ระบบยังต้องทำหน้าที่ระบายความร้อนออกจาก core อย่างต่อเนื่อง

พูดง่าย ๆ คือ

Reactor Shutdown ≠ Cooling Shutdown

นี่เป็นแนวคิดพื้นฐานที่สำคัญมากในการเรียน Nuclear Reactor Safety เพราะอันตรายไม่ได้จบลงทันทีเมื่อ reactor หยุดทำงาน สิ่งที่ต้องทำต่อคือการรักษา heat removal ให้เพียงพอจน reactor เข้าสู่สภาวะที่มีเสถียรภาพและปลอดภัย

🧱 แล้วทำไมเหตุการณ์ผิดปกติจึงไม่จำเป็นต้องกลายเป็นอุบัติเหตุ?

คำตอบอยู่ที่แนวคิด Defense in Depth

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ไม่ได้พึ่งระบบเดียว แต่มีหลายชั้นตั้งแต่การป้องกันและตรวจจับความผิดปกติ ระบบ Reactor Protection และ Reactor Trip ไปจนถึงระบบสำหรับกำจัด decay heat และระบบฉุกเฉิน

ดังนั้น สิ่งสำคัญของ Nuclear Safety ไม่ใช่การบอกว่า “จะไม่มีอะไรผิดพลาด”

แต่คือการออกแบบให้

เมื่อเกิดความผิดปกติ เราสามารถควบคุม reactor หยุด reactor และระบายความร้อนที่เหลืออยู่ได้อย่างปลอดภัย

🎓 จากข่าวหนึ่งข่าว สู่บทเรียนวิศวกรรมนิวเคลียร์

เหตุการณ์ St. Lucie จึงเป็นตัวอย่างที่ดีว่า ข่าวเหตุการณ์ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์สามารถนำมาเชื่อมโยงกับหลักการทางวิศวกรรมได้โดยตรง ตั้งแต่ Reactor Physics และ Reactivity Control ไปจนถึง Reactor Protection, Thermal-Hydraulics และ Decay Heat Removal

สุดท้าย หากจะสรุป Nuclear Reactor Safety ด้วยคำถามง่าย ๆ 3 ข้อ ก็คือ

1️⃣ เราควบคุม reactivity ได้หรือไม่?
2️⃣ เราสามารถหยุด reactor ได้หรือไม่?
3️⃣ เราสามารถระบาย decay heat ได้หรือไม่?

สามคำถามนี้เป็นพื้นฐานของการออกแบบและประเมินความปลอดภัยของ reactor

และนี่คือเหตุผลว่า Reactor Trip ไม่ใช่จุดสิ้นสุดของ Nuclear Safety แต่เป็นจุดเริ่มต้นของภารกิจสำคัญอีกอย่างหนึ่ง นั่นคือการรักษา reactor ให้เย็นและอยู่ในสภาวะปลอดภัย

📌 Reference: U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC); WFLX, August 2026.

16/08/2026

🇨🇳 จาก Qinshan สู่ Hualong One: จีนสร้างเทคโนโลยีนิวเคลียร์ของตัวเองอย่างไร

วันนี้จีนมีเทคโนโลยีโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ของตัวเองอย่าง Hualong One (HPR1000) ซึ่งเป็น PWR รุ่น Gen III/III+ และใช้งานเชิงพาณิชย์แล้วทั้งในจีนและต่างประเทศ แต่เส้นทางนี้ใช้เวลามากกว่า 30 ปี

☢️ จุดเริ่มต้นคือ Qinshan

จีนเริ่มก่อสร้าง Qinshan Nuclear Power Plant ในปี 1985 และสามารถจ่ายไฟเข้าสู่ระบบได้ในวันที่ 15 ธันวาคม 1991 ด้วยกำลังประมาณ 300 MWe

ความสำคัญของ Qinshan ไม่ใช่เพียงการมีโรงไฟฟ้าแห่งแรก แต่เป็นการสร้างประสบการณ์ของจีนในการ ออกแบบ ก่อสร้าง ติดตั้ง และเดินเครื่อง โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยตัวเอง (State-owned Assets Supervision and Administration Commission, SASAC)

🇫🇷 จากนั้นจีนใช้เทคโนโลยีต่างประเทศเป็น “ห้องเรียน”

จีนไม่ได้พยายามทำทุกอย่างเอง แต่เปิดรับเทคโนโลยีจากต่างประเทศ เช่น Daya Bay ที่ใช้เทคโนโลยี PWR จากฝรั่งเศส และต่อมานำ AP1000 จากสหรัฐฯ มาสร้างในจีน

แนวทางสำคัญคือ

นำเข้า → เรียนรู้ → Localization → พัฒนาต่อ

สิ่งที่จีนต้องการจึงไม่ใช่เพียง reactor แต่รวมถึง คน ผู้ผลิตอุปกรณ์ วิศวกรรม และ Supply Chain ภายในประเทศ

🏭 จาก CPR-1000 สู่ Hualong One

ประสบการณ์จากหลายโครงการทำให้จีนค่อย ๆ พัฒนาเทคโนโลยีของตัวเอง ตั้งแต่ CNP และ CPR-1000 จนถึง ACP1000 / ACPR1000+ และในที่สุดรวมแนวทางของ CNNC และ CGN เป็น Hualong One (HPR1000)

Hualong One เป็น PWR ประมาณ 1,000 MWe ที่มีระบบความปลอดภัยทั้งแบบ active และ passive และได้รับการพัฒนาให้เป็นเทคโนโลยี Gen III/III+ ของจีน

สิ่งสำคัญคือจีนไม่ได้สร้างเพียงเครื่องเดียว แต่สร้างหลายหน่วยต่อเนื่อง ทำให้เกิด Standardization และ Learning Curve

จาก Technology จึงค่อย ๆ กลายเป็น Nuclear Industry

🌏 จากใช้เองสู่การส่งออก

Hualong One ถูกส่งออกไป Pakistan โดย Karachi K-2 และ K-3 เป็นโครงการ Hualong One แรกในต่างประเทศ และ K-2 เริ่ม commercial operation ในปี 2021

ปัจจุบัน Pakistan เป็นประเทศเดียวที่มี Hualong One เดินเครื่องเชิงพาณิชย์ในต่างประเทศ

ที่น่าสนใจอีกเรื่องคือ Hualong One ยังถูกนำไปประเมินโดย regulator ของสหราชอาณาจักรในชื่อ UK HPR1000 และในปี 2022 ผ่านกระบวนการ Generic Design Assessment (GDA) โดย ONR ออก Design Acceptance Confirmation (DAC) และ Environment Agency ออก Statement of Design Acceptability (SoDA)

อย่างไรก็ตาม GDA ไม่ใช่ใบอนุญาตก่อสร้าง แต่เป็นการประเมินแบบในระดับ generic design (ONR)

🇨🇳 ถอด Strategy ของจีนออกมาได้ง่าย ๆ

Qinshan → เริ่มสร้างความสามารถ
Daya Bay → เรียนรู้เทคโนโลยีต่างประเทศ
CPR-1000 → Localize และสร้าง Supply Chain
AP1000 → เรียนรู้ Gen III/III+
Hualong One → พัฒนาเทคโนโลยีของตัวเอง
สร้างหลายหน่วย → Standardization + Learning Curve
Pakistan → ส่งออก
UK GDA → ผ่านการประเมินแบบโดย regulator ต่างประเทศ

จีนไม่ได้สร้าง reactor ของตัวเองได้ในวันเดียว แต่ใช้ทุกโครงการเป็น “ห้องเรียน” เพื่อสร้างความสามารถของประเทศ

จาก Qinshan 300 MWe ในปี 1991 สู่ Hualong One Gen III/III+ ในปัจจุบัน จีนจึงไม่ได้สร้างเพียงโรงไฟฟ้า แต่สร้าง อุตสาหกรรมนิวเคลียร์ทั้งระบบ ขึ้นมาด้วย 🇨🇳☢️

📚 References
1. SASAC, China — Qinshan Nuclear Power Plant SASAC
2. World Nuclear Association — Nuclear Power in China World Nuclear Association
3. CNNC — First overseas Hualong One unit put into commercial operation CNNC
4. UK ONR — Regulators complete UK HPR1000 design assessment ONR

รูปประกอบ CAEA