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.