IPWR-900

IPWR-900
Поколение	Реактор поколения III +
Концепция реактора	реактор с водой под давлением
Линия реактора	IPWR (индийский реактор с водой под давлением)
Статус	В разработке
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо ( делящийся материал )	²³⁵ U ( НОУ )
Состояние топлива	Твердый
Энергетический спектр нейтронов	Тепловой
Первичный метод контроля	стержни управления
Главный модератор	Легкая вода
Теплоноситель первого контура	Легкая вода
Использование реактора
Основное использование	Производство электроэнергии
Мощность (тепловая)	2700 МВтт
Мощность (электрическая)	900 МВт

Индийские подачи вода под давлением реактор-900 ( IPWR-900 ) представляет собой класс реакторов под давлением воды проектируется по Бхабху Atomic Research Center (BARC) в партнерстве с ядерной энергетической корпорацией Индии Limited в дополнении к индийской трехступенчатой программе ядерной энергетики

История [ править ]

BARC разработал компактный легководный реактор мощностью 83 МВт, известный как CLWR-B1, для программы подводных лодок ВМС Индии класса Arihant, который включает прототип реактора, работающий в Калпаккаме с 2002 года и введенный в эксплуатацию в INS Arihant в 2013 году. Программа военно-морских реакторов используется для создания промышленного реактора для выработки электроэнергии мощностью 900 МВт. ^[1]

Для поддержки производственных мощностей по изготовлению больших поковок для корпуса реактора высокого давления была создана тяжелая кузнечная установка в качестве совместного предприятия Nuclear Power Corporation of India Limited и индийского инженерного конгломерата L&T Special Steels и индийского инжинирингового конгломерата Larsen & Toubro. Heavy Forgings Limited в Хазире , Гуджарат. Совместное предприятие установило ковочный пресс мощностью 9000 тонн и планирует довести его до 17000 тонн. ^[2]^[3]

Индийский орган, регулирующий ядерную деятельность, Регулирующий совет по атомной энергии провел предварительную экспертизу проекта в 2015–16 финансовом году. ^[3]

Дизайн [ править ]

Планируется, что в проекте IPWR сохранится общность большинства неядерных островных компонентов проекта с тяжеловодными реакторами под давлением IPHWR-700, которые используются в настоящее время, чтобы ограничить сроки проектирования и затраты на строительство. Парогенератор конструкция и конфигурация также будут приняты от конструкции IPHWR-700. ^[4]

Активная зона IPWR состоит из 151 тепловыделяющей сборки, расположенной с шестиугольным шагом с 331 ячейками решетки, из которых 311 точек заняты тепловыделяющими стержнями, 18 - управляющими направляющими трубками и 1 - измерительной трубкой, а оставшееся место в центре занято центральным водяным стержнем. Топливные стержни имеют внешний диаметр 9,4 мм при толщине стенки 0,7 мм. Ядро содержит 103 узла кластера стержней, каждый кластер содержит 18 стержней, которые содержат B ₄ C и Dy ₂ O ₃ · TiO ₂ в качестве контрольного материала. Регулирующие стержни спроектированы таким образом, чтобы обеспечивать отрицательные коэффициенты реактивности с запасом на отключение 10 мк при горячем состоянии.состояние нулевого энергопотребления в течение длительного времени. ^[5]

IPWR использует соединение гадолиния (Gd) Gd 2 O 3 (Gadolinia) в качестве поглотителя нейтронов для подавления начальной реактивности, которая является важной особенностью современных конструкций PWR, включая EPR и AP1000 . Использование Gd снижает концентрацию растворенного бора, требуемую в начале топливного цикла, и помогает поддерживать достаточно отрицательный температурный коэффициент реактивности теплоносителя во всех рабочих условиях. ^[5]

В реакторе будет использоваться корпус высокого давления, изготовленный из стали 20MnMoNi55 ^[6]. В январе 2020 года компания BARC сообщила, что была утверждена конструкция уловителя активной зоны, которая может справиться со 100% аварией с расплавлением активной зоны . ^[7]^[8]

Конструкция будет включать в себя функции безопасности поколения III +, такие как система пассивного отвода остаточного тепла, система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS), система удержания кориума и система улавливания сердечника. ^[4]

Реакторный флот [ править ]

Правительство Индии или NPCIL не раскрывают никаких мест или сроков строительства первого реактора IPWR-900.

Технические характеристики [ править ]

Характеристики	IPWR-900 ^[5]
Тепловая мощность, МВт	2700
Электрическая мощность, МВт	900
КПД ,% нетто
Давление пара, 100 кПа
перед турбиной	-
в первом контуре	-
Температура воды, ° С:
вход теплоносителя активной зоны	307,5
выход теплоносителя из активной зоны	320
Эквивалентный диаметр керна, м	-
Высота активной жилы, мм	3600
Наружный диаметр твэлов, мм	13,16
Количество твэлов в сборе	311
Количество ТВС	151
Загрузка урана, т	-
Среднее обогащение урана ,%	4,22
Среднее выгорание топлива , МВт · сут / кг	30
Максимальное выгорание топлива , МВт · сут / кг	50
Средняя линейная скорость тепловыделения в стержне (Вт / см)	159,6
Удельная мощность (МВт / м ³ или кВт / литр))	87,4
Давление в системе (МПа)	15,7
Длина цикла (FPD)	410
Горючий материал поглотителя нейтронов в топливе (IFBA)	Gd 2 O 3 (Гадолиния)
Контроль реактивности	Растворимый бор ( H 3 BO 3 в воде)
Материал стержня управления	B 4 C и Dy 2 O 3 · TiO 2

См. Также [ править ]

IPHWR , класс индийских PHWR.
AHWR-300 , проект PHWR на ториевом топливе для индийской трехэтапной ядерно-энергетической программы
Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
Атомная энергетика в Индии
AP1000 , аналогичный реактор американского производства
EPR , аналогичный реактор европейского производства

Ссылки [ править ]

^ «BARC начинает работу над реактором с водой под давлением мощностью 900 МВт» . Бизнес-стандарт Индии . Индо-азиатская служба новостей. 12 августа 2013 . Проверено 11 апреля 2021 года .
Перейти ↑ Grover, RB (2017). «Открытие международного гражданского ядерного сотрудничества с Индией и связанные с этим события». Прогресс в атомной энергетике . 101 : 160–167. DOI : 10.1016 / j.pnucene.2016.09.016 .
^ a b Национальный отчет к Конвенции о ядерной безопасности, Седьмое совещание договаривающихся сторон по рассмотрению действия, март 2017 г. (PDF) . Регулирующий совет по атомной энергии, правительство Индии. Август 2016. с. 2 . Проверено 11 апреля 2021 года .
^ a b AB, Мукерджи. «Индийский реактор с водой под давлением IPWR» . Индийский энергетический форум (10-й ядерный конклав).
^ a b c Радж, Девеш; Каннан, Умасанкари (10 марта 2020 г.). «Оценка параметров безопасности равновесного цикла индийского реактора с водой под давлением (IPWR)» . Надежность жизненного цикла и техника безопасности . 9 (2): 129–134. DOI : 10.1007 / s41872-020-00115-2 . Проверено 11 апреля 2021 года .
^ Годовой отчет 2018-19, Департамент атомной энергии (PDF) . Департамент атомной энергии правительства Индии. п. Глава 1, страница 49 . Проверено 11 апреля 2021 года .
^ Mohanty, Аджит Кумар (26 января 2020). «Послание директора БАРК ко Дню Республики» (PDF) . Центр атомных исследований Бхабхи . Проверено 11 апреля 2021 года .
^ «Годовой отчет DAE за 2016-17 гг.» (PDF) . Департамент атомной энергии правительства Индии : 52. 2017.

[bsi_ians-1] «BARC начинает работу над реактором с водой под давлением мощностью 900 МВт» . Бизнес-стандарт Индии . Индо-азиатская служба новостей. 12 августа 2013 . Проверено 11 апреля 2021 года .

[india_progress-2] Перейти ↑ Grover, RB (2017). «Открытие международного гражданского ядерного сотрудничества с Индией и связанные с этим события». Прогресс в атомной энергетике . 101 : 160–167. DOI : 10.1016 / j.pnucene.2016.09.016 .

[cns_report_2015-3] Национальный отчет к Конвенции о ядерной безопасности, Седьмое совещание договаривающихся сторон по рассмотрению действия, март 2017 г. (PDF) . Регулирующий совет по атомной энергии, правительство Индии. Август 2016. с. 2 . Проверено 11 апреля 2021 года .

[ief-4] AB, Мукерджи. «Индийский реактор с водой под давлением IPWR» . Индийский энергетический форум (10-й ядерный конклав).

[barc_ipwr_safety-5] Радж, Девеш; Каннан, Умасанкари (10 марта 2020 г.). «Оценка параметров безопасности равновесного цикла индийского реактора с водой под давлением (IPWR)» . Надежность жизненного цикла и техника безопасности . 9 (2): 129–134. DOI : 10.1007 / s41872-020-00115-2 . Проверено 11 апреля 2021 года .

[dae_1819-6] Годовой отчет 2018-19, Департамент атомной энергии (PDF) . Департамент атомной энергии правительства Индии. п. Глава 1, страница 49 . Проверено 11 апреля 2021 года .

[barc_repday-7] Mohanty, Аджит Кумар (26 января 2020). «Послание директора БАРК ко Дню Республики» (PDF) . Центр атомных исследований Бхабхи . Проверено 11 апреля 2021 года .

[8] «Годовой отчет DAE за 2016-17 гг.» (PDF) . Департамент атомной энергии правительства Индии : 52. 2017.

[1]