IPHWR-700

Класс реактора IPHWR-700
Строящиеся блоки 3 и 4 атомной электростанции Какрапар в индийском штате Гуджарат
Поколение	Реактор III поколения
Концепция реактора	реактор с тяжелой водой под давлением
Линия реактора	IPHWR
Положение дел	1 завершено 5 в стадии строительства 10 запланировано
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо ( делящийся материал )	²³⁵ U ( NU / SEU / LEU )
Состояние топлива	Твердый
Энергетический спектр нейтронов	Тепловой
Первичный метод контроля	стержни управления
Главный модератор	Тяжелая вода
Теплоноситель первого контура	Тяжелая вода
Использование реактора
Основное использование	Производство электроэнергии
Мощность (тепловая)	2166 МВтт
Мощность (электрическая)	700 МВт

IPHWR-700 ( индийская Герметичные тяжелая вода в реакторе-700 ) является индийским под давлением реактора с тяжелой воды разработан Исследовательским центром Бхабха атомного . ^[1] Это реактор поколения III +, разработанный на основе более ранних проектов CANDU мощностью 220 и 540 МВт. Он может вырабатывать 700 МВт электроэнергии. В настоящее время строятся 6 блоков и планируется еще 10 блоков по цене 1,05 трлн индийских рупий (всего 14 млрд долларов США или 2000 долларов США за кВтэ).

Развитие [ править ]

Технология PHWR была внедрена в Индии в конце 1960-х годов при строительстве RAPS-1 , реактора CANDU в Раджастане . Все основные компоненты для первого агрегата были поставлены Канадой. Индия занималась строительством, монтажом и вводом в эксплуатацию. В 1974 году, после того как Индия провела первое испытание ядерного оружия « Улыбающийся Будда» , Канада прекратила поддержку этого проекта. Это задержало ввод РАПС-2 в эксплуатацию до 1981 г. ^[2]

После того, как Канада вышла из проекта, исследовательские, проектные и опытно-конструкторские работы в Центре атомных исследований Бхабха и Индийской ядерной энергетической корпорации (NPCIL) позволили Индии продолжить работу без посторонней помощи. Некоторые отраслевые партнеры выполняли производственные и строительные работы. За четыре десятилетия построено пятнадцать реакторов собственной разработки по 220 МВт. В первоначальный дизайн CANDU были внесены улучшения, чтобы сократить время и стоимость строительства. Были внедрены новые системы безопасности. Была повышена надежность, что позволило улучшить показатели производительности и снизить затраты.

Чтобы получить эффект масштаба, NPCIL разработал проект мощностью 540 МВт. Два из них были построены на Тарапурской АЭС .

После модернизации с целью использования избыточного теплового запаса конструкция PHWR мощностью 540 МВт достигла мощности 700 МВт без значительных изменений конструкции. Почти 100% деталей этих реакторов собственной разработки производятся индийской промышленностью. ^[3]

Дизайн [ править ]

Модель I-PHWR700 установлена в офисе GCNEP, Харьяна

Как и другие реакторы с тяжелой водой под давлением , IPHWR-700 использует тяжелую воду (оксид дейтерия, D ₂ O) в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . В конструкции сохранены особенности других стандартизованных индийских установок PHWR, в том числе: ^[4]

Две разнообразные и быстродействующие системы останова
Двойная защитная оболочка здания реактора
Заполненный водой свод каландрии
Цельная каландрия - сборка торцевого щита
Напорные трубки Zr-2,5% Nb, отделенные от соответствующих трубок каландрии
Каландрия трубку, заполненную диоксидом углерода (который рециркулирует) к утечке трубки монитора давления

Он также имеет некоторые новые функции, в том числе:

Частичное вскипание на выходе из канала теплоносителя
Перемежение фидеров системы первичного теплопередачи
Система отвода пассивного остаточного тепла
Региональная защита от сверхдержавы
Система опрыскивания защитной оболочки
Мобильная машина для перекачки топлива
Стена защитной оболочки из стали

Реактор имеет меньшую избыточную реактивность. Следовательно, ему не нужен нейтронный яд внутри топлива или замедлителя. Эти конструкции предназначены для случаев аварии с потерей теплоносителя, такой как произошла во время ядерной катастрофы на Фукусима-дайити . ^[5]

Операция [ править ]

В качестве топлива реактора используется уран с обогащением 0,7% с оболочкой из циркалоя-4. Ядро вырабатывает 2166 МВт тепла, которое преобразуется в 700 МВт электроэнергии с КПД 32%. Поскольку внутри реактора меньше избыточной реактивности, его необходимо постоянно дозаправлять во время работы. Расчетный срок службы реактора составляет 40 лет. ^[6]

Энергоблок № 3 Какрапарской АЭС был подключен к сети 10 января 2021 г. ^[7]

Реакторный флот [ править ]

Реакторный парк IPHWR-700
Электростанция	Оператор	Состояние	Единицы	Общая вместимость	Положение дел	Начало работы
В действии
Какрапар, блок 3	NPCIL	Гуджарат	700 х 1	700	Оперативный	2021 ^[7]^[8]
В разработке
Какрапар, блок 4	NPCIL	Гуджарат	700 х 1	700	В разработке	2021 г.
Раджастхан Блок 7 и 8	NPCIL	Раджастхан	700 х 2	1,400		2022 ^[9]
Горакхпур Блок 1 и 2	NPCIL	Харьяна	700 х 2	1,400		2025 ^[9]^[10]
Планируется
Махи Баншвара	NPCIL	Раджастхан	700 х 4	2 800	Планируется	TBD
Кайга	NPCIL	Карнатака	700 х 2	1,400
Чутка	NPCIL	Мадхья-Прадеш	700 х 2	1,400
Горакхпур	NPCIL	Харьяна	700 х 2	1,400

Технические характеристики [ править ]

Характеристики	IPHWR-220 ^[11]	IPHWR-540 ^[12]^[13]^[14]^[15]	IPHWR-700 ^[16]
Тепловая мощность, МВтт	754,5	1730	2166
Активная мощность, МВт	220	540	700
КПД ,% нетто	27,8	28.08	29.08
Температура охлаждающей жидкости, ° С:
вход теплоносителя активной зоны	249	266	266
выход теплоносителя из активной зоны	293,4	310	310
Материал первичного теплоносителя	Тяжелая вода
Материал вторичной охлаждающей жидкости	Легкая вода
Материал модератора	Тяжелая вода
Рабочее давление в реакторе, кг / см ² (изб.)	87	100	100
Высота активной жилы, см	508,5	594	594
Эквивалентный диаметр сердечника, см	451	-	638,4
Средняя удельная мощность топлива	9,24 кВт / кг	-	235 МВт / м ³
Средняя удельная мощность активной зоны, МВт / м ³	10,13	-	12.1
Топливо	Спеченные гранулы природного UO ₂
Материал облицовки трубы	Циркалой-2	Циркалой-4
Топливные сборки	3672	5096	4704 пучка твэлов в 392 каналах
Количество твэлов в сборе	19 элементов в 3 кольцах	37	37 элементов в 4 кольцах
Обогащение перезаряжаемого топлива	0,7% U-235
Продолжительность топливного цикла, мес.	24	12	12
Среднее выгорание топлива , МВт · сут / т	6700	7500	7050
Управляющие стержни	SS / Co	Кадмий / SS
Поглотитель нейтронов	Борный ангидрид	Бор
Система отвода остаточного тепла	Активно: отключение системы охлаждения Пассивный: естественная циркуляция через парогенераторы	Активно: отключение системы охлаждения Пассивный: естественная циркуляция через парогенераторы и пассивная система отвода тепла
Система безопасного впрыска	Система аварийного охлаждения активной зоны

См. Также [ править ]

IPHWR , класс индийских PHWR.
IPHWR-220 , более ранний вариант с меньшей мощностью IPHWR-700
CANDU , предшественник индийских проектов PHWR
AHWR-300 , проект PHWR на ториевом топливе для индийской трехэтапной ядерно-энергетической программы
Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
Атомная энергетика в Индии

Ссылки [ править ]

^ «АНУ ШАКТИ: Атомная энергия в Индии» . БАРК.
^ "Раджастханская атомная электростанция (РАПС)" . Инициатива по ядерной угрозе . 1 сентября 2003 . Проверено 18 февраля +2017 .
^ "Реактор с тяжелой водой под давлением" . ПИБ . Доктор С. Банерджи.
^ "Отчет о состоянии 105 - Индийский PHWR мощностью 700 МВт (IPHWR-700)" (PDF) . МАГАТЭ.
^ "Усовершенствованные реакторы с водяным охлаждением большой мощности" (PDF) . МАГАТЭ.
^ "Усовершенствованные реакторы с водяным охлаждением большой мощности" (PDF) . МАГАТЭ.
^ a b «Блок 3 АЭС Какрапар синхронизирован с сетью» . Живая мята. 10 января 2021 . Проверено 18 января 2021 года .
^ "Яркие перспективы будущего флота Индии" . Nuclear Engineering International . Проверено 13 апреля 2020 .
^ a b «Годовой отчет DAE за 2018-19 гг.» (PDF) . Департамент атомной энергии . Дата обращения 13 февраля 2020 .
^ «Ожидается, что завершение первой очереди Горакхпурской АЭС Харьяна будет в 2025 году» . Бизнес-стандарт . Проверено 2 января 2019 .
^ «Отчет о состоянии 74 - Индийский PHWR 220 МВт (IPHWR-220)» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 2011-04-04 . Проверено 21 марта 2021 .
^ Сони, Ракеш; Прасад, PN. «Эволюция топливных технологий для индийских реакторов PHWR» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . С. Виджаякумар, А.Г. Чхатре, К.П.Двиведи.
^ Muktibodh, UC (2011). «Проектирование, безопасность и эксплуатационные характеристики PHWR мощностью 220, 540 и 700 МВт в Индии». Межрегиональный семинар по перспективным технологиям ядерных реакторов для краткосрочного развертывания .
^ Баджадж, СС; Гор, AR (2006). «Индийский PHWR». Ядерная инженерия и дизайн . 236 : 701–722. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2005.09.028 .
^ Singh, Baitej (июль 2006). «Физическое проектирование и оценка безопасности PHWR мощностью 540 МВт (эл.)» (PDF) . Информационный бюллетень BARC . 270 .
^ "Отчет о состоянии 105 - Индийский PHWR мощностью 700 МВт (IPHWR-700)" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 2011-08-01 . Проверено 20 марта 2021 .

[1] «АНУ ШАКТИ: Атомная энергия в Индии» . БАРК.

[nti-2] "Раджастханская атомная электростанция (РАПС)" . Инициатива по ядерной угрозе . 1 сентября 2003 . Проверено 18 февраля +2017 .

[3] "Реактор с тяжелой водой под давлением" . ПИБ . Доктор С. Банерджи.

[4] "Отчет о состоянии 105 - Индийский PHWR мощностью 700 МВт (IPHWR-700)" (PDF) . МАГАТЭ.

[5] "Усовершенствованные реакторы с водяным охлаждением большой мощности" (PDF) . МАГАТЭ.

[6] "Усовершенствованные реакторы с водяным охлаждением большой мощности" (PDF) . МАГАТЭ.

[lm-102021-7] «Блок 3 АЭС Какрапар синхронизирован с сетью» . Живая мята. 10 января 2021 . Проверено 18 января 2021 года .

[8] "Яркие перспективы будущего флота Индии" . Nuclear Engineering International . Проверено 13 апреля 2020 .

[AR_DAE-9] «Годовой отчет DAE за 2018-19 гг.» (PDF) . Департамент атомной энергии . Дата обращения 13 февраля 2020 .

[10] «Ожидается, что завершение первой очереди Горакхпурской АЭС Харьяна будет в 2025 году» . Бизнес-стандарт . Проверено 2 января 2019 .

[aris_220-11] «Отчет о состоянии 74 - Индийский PHWR 220 МВт (IPHWR-220)» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 2011-04-04 . Проверено 21 марта 2021 .

[12] Сони, Ракеш; Прасад, PN. «Эволюция топливных технологий для индийских реакторов PHWR» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . С. Виджаякумар, А.Г. Чхатре, К.П.Двиведи.

[13] Muktibodh, UC (2011). «Проектирование, безопасность и эксплуатационные характеристики PHWR мощностью 220, 540 и 700 МВт в Индии». Межрегиональный семинар по перспективным технологиям ядерных реакторов для краткосрочного развертывания .

[14] Баджадж, СС; Гор, AR (2006). «Индийский PHWR». Ядерная инженерия и дизайн . 236 : 701–722. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2005.09.028 .

[baitej-15] Singh, Baitej (июль 2006). «Физическое проектирование и оценка безопасности PHWR мощностью 540 МВт (эл.)» (PDF) . Информационный бюллетень BARC . 270 .

[aris_700-16] "Отчет о состоянии 105 - Индийский PHWR мощностью 700 МВт (IPHWR-700)" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 2011-08-01 . Проверено 20 марта 2021 .

[1]