Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Прототип быстрого реактора-размножителя
СтранаИндия
Место расположенияМадрас
Координаты12 ° 33′11 ″ с.ш. 80 ° 10′24 ″ в.д. / 12,55306 ° с.ш. 80,17333 ° в. / 12,55306; 80,17333 Координаты: 12 ° 33′11 ″ с.ш. 80 ° 10′24 ″ в.д.  / 12,55306 ° с.ш. 80,17333 ° в. / 12,55306; 80,17333
Положение делВ разработке
Строительство началось2004 г.
Стоимость строительства₹ 5677 рупий (US $ 795,92 миллионов)
Владелец (и)БХАВИНИ
Оператор (ы)БХАВИНИ
Атомная электростанция
Тип реакторабыстрый заводчик
Источник охлаждения
Выработка энергии
Паспортная мощность500 МВт
[ редактировать в Викиданных ]

Прототип реактора на быстрых нейтронах ( PFBR ) является 500 МВт на быстрых нейтронах ядерного реактора в настоящее время строится на атомной электростанции Мадрас в Калпаккаме , Индия . [1] Индира Ганди Центр атомных исследований (IGCAR) отвечает за дизайн этого реактора. Объект основан на многолетнем опыте эксплуатации испытательного реактора-размножителя на быстрых нейтронах малой мощности (FBTR). Первоначально планировалось ввести в эксплуатацию в 2012 году, но строительство реактора несколько задерживалось. По состоянию на август 2020 г. критичность планируется достичь в 2021 г. [2]

История [ править ]

В 2007 году реактор планировалось начать работу в 2010 году, но по состоянию на 2019 г. , как ожидается, достигнет первого критичности в 2020 г. [2] Калпаккаме PFBR предназначен для использования урана-238 для разведения плутония в быстрых реакторов с натриевым теплоносителем конструкции . Энергетический остров этого проекта проектируется Bharat Heavy Electricals Limited , крупнейшей компанией по производству энергетического оборудования в Индии. [ необходима цитата ]

Избыточный плутоний (или уран-233 для ториевых реакторов) из каждого быстрого реактора можно использовать для установки большего количества таких реакторов и увеличения ядерной мощности в соответствии с потребностями Индии в энергии. ПФБР является частью трехэтапной ядерно-энергетической программы .

У Индии есть возможность использовать процессы, основанные на ториевом цикле, для извлечения ядерного топлива. Это имеет особое значение для индийской стратегии производства ядерной энергии, поскольку Индия обладает одним из крупнейших в мире запасов тория , который может обеспечивать электроэнергию более 10 000 лет [3], а, возможно, и 60 000 лет. [4] [5]

Проектирование этого реактора было начато в 1980-х годах в качестве прототипа реактора FBR мощностью 600 МВт. Строительство первых двух FBR планируется в Калпаккаме после года успешной эксплуатации PFBR. Следующие четыре FBR планируется реализовать после 2030 года на участках, которые будут определены позднее. [6]

В июле 2017 года сообщалось, что реактор находится на окончательной подготовке к выходу из строя. [7] Однако в августе 2020 года сообщалось, что реактор может выйти из строя только в декабре 2021 года. [8]

Технические детали [ править ]

Принципиальная схема, показывающая разницу между конструкциями цикла и пула реактора на быстрых нейтронах с жидким металлом . Бассейнный тип имеет большую тепловую инерцию к изменениям температуры, что дает больше времени для отключения / SCRAM во время аварийной ситуации с потерей теплоносителя .

Реактор представляет собой LMFBR бассейнового типа с 1750 тоннами натрия в качестве теплоносителя. Разработанный для выработки 500  МВт электроэнергии со сроком эксплуатации 40 лет, он будет сжигать смешанное уран-плутониевое МОКС-топливо , смесь PuO
2и UO
2. Ожидается выгорание топлива 100 ГВт · сут / т. Завод усовершенствованного изготовления топлива (AFFF), находящийся под управлением BARC , Тарапур , отвечает за производство топливных стержней. AFFF входит в «Совет по ядерной переработке» Центра атомных исследований им. Бхабхи. AFFF в прошлом отвечал за производство топливных стержней различных типов.

Соображения безопасности [ править ]

Опытный образец реактора-размножителя на быстрых нейтронах имеет отрицательный коэффициент пустотности , что обеспечивает высокий уровень пассивной ядерной безопасности . Это означает, что при перегреве реактора (ниже точки кипения натрия) скорость цепной реакции деления снижается, снижая уровень мощности и температуру. [9] Точно так же, прежде чем такое потенциальное положительное пустотное состояние может сформироваться из-за аварии с полной потерей теплоносителя , достаточные скорости потока теплоносителя становятся возможными за счет использования обычного инерционного насоса, наряду с множеством входных перфораций, чтобы предотвратить возможный сценарий аварии однократное засорение, останавливающее поток охлаждающей жидкости. [10] Остаточное тепло реактора активной безопасности.Система отвода состоит из четырех независимых контуров теплоносителя мощностью 8 МВт каждый. [11] Дальнейшая активная защита от возможности положительной обратной связи включает две независимые системы отключения SCRAM , предназначенные для эффективного отключения реакций деления в течение секунды, при этом оставшееся остаточное тепло необходимо охлаждать в течение нескольких часов с помощью 4 независимых контуров. .

Тот факт, что PFBR охлаждается жидким натрием, создает дополнительные требования безопасности для изоляции теплоносителя от окружающей среды, особенно в случае аварии с потерей теплоносителя , поскольку натрий взрывается при контакте с водой и горит при контакте с воздухом. Это последнее событие произошло в реакторе Монджу в Японии в 1995 году. Еще одним соображением при использовании натрия в качестве теплоносителя является поглощение нейтронов для образования радиоактивного изотопа.24Na , период полураспада которого составляет 15 часов. [12]

См. Также [ править ]

  • Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии

Ссылки [ править ]

  1. ^ Бальдев Радж, SC Chetal и P. Chellapandi (8 января 2010). «Большие надежды» . Nuclear Engineering International .
  2. ^ a b «Индийское правительство предпринимает шаги, чтобы вернуть ядерную энергетику в нужное русло» . мировые ядерные новости . Всемирная ядерная ассоциация. 11 февраля 2019.
  3. ↑ Крис Родс (26 февраля 2012 г.). «Торий может питать цивилизацию более 3000 лет» . Проверено 23 марта 2012 года .
  4. ^ Маккей, Дэвид JC (20 февраля 2009). Устойчивая энергетика - без горячего воздуха . UIT Cambridge Ltd. стр. 166 . Проверено 23 марта 2012 .
  5. ^ Rodricks, Dan (9 мая 2011). «Атомный молот Тора» . Балтимор Сан . Проверено 23 марта 2012 года .
  6. ^ «Индия планирует построить еще шесть реакторов-размножителей на быстрых нейтронах» . The Economic Times . 1 декабря 2015 . Проверено 15 декабря 2015 .
  7. ^ «Ядерный реактор в Калпаккаме: зависть мира, гордость Индии» . Таймс оф Индия . 2017-11-26 . Проверено 2 июля 2017 года .
  8. ^ "У первого прототипа индийского реактора на быстрых нейтронах новый крайний срок. Должны ли мы ему доверять?" .
  9. ↑ Радж, Балдев (30 октября 2009 г.). «Проектная надежность и безопасность индийского реактора-размножителя на быстрых нейтронах». Наука и всеобщая безопасность . 17 (2–3): 194–196. DOI : 10.1080 / 08929880903451397 .
  10. ↑ Радж, Балдев (30 октября 2009 г.). «Проектная надежность и безопасность индийского реактора-размножителя на быстрых нейтронах». Наука и всеобщая безопасность . 17 (2–3): 194–196. DOI : 10.1080 / 08929880903451397 .
  11. ^ «Проект прототипа быстрого реактора-размножителя мощностью 500 МВт» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 17 апреля 2012 года . Проверено 17 апреля 2012 .

Внешние ссылки [ править ]

  • «Калпаккам ПФБР должны быть завершены с опережением графика; еще 4 должны появиться к 2020 году» . Индус . 7 сентября 2005 г.
  • Проект прототипа быстрого реактора-размножителя , ядерная инженерия и проектирование, апрель 2006 г.