IPHWR
IPHWR ) ( индийский тяжеловодный реактор под давлением — класс индийских тяжеловодных реакторов под давлением, разработанных Центром атомных исследований Бхабхи . [1] Базовая конструкция мощностью 220 МВт была разработана на CANDU, на базе базе реакторов RAPS-1 и RAPS-2 построенных в Раватбхате , Раджастхан. Позже проект был основан на технологии ВВЭР , которая была масштабирована до мощностью 540 МВт и 700 МВт проектов . В настоящее время в различных точках Индии эксплуатируются 17 единиц различных типов.
ИПХВР-220
[ редактировать ]Первые блоки PHWR, построенные в Индии (RAPS-1 и RAPS-2), имеют канадскую конструкцию CANDU, аналогичную первому полномасштабному канадскому реактору, построенному в Дуглас-Пойнт, Онтарио . Реакторы были созданы в сотрудничестве с правительством Канады. Начиная с 1963 года, RAPS-1 мощностью 100 МВт в основном строилась с использованием оборудования и технологий, поставленных AECL , Канада. RAPS-1 был введен в эксплуатацию в 1973 году, но из-за прекращения канадского сотрудничества в связи с успешной разработкой Индией ядерного оружия в рамках операции «Улыбающийся Будда» ввод в эксплуатацию RAPS-2 удалось завершить только к 1981 году. Индия воспользовалась помощью Советского Союза , чей ВВЭР ( Технология типа реактора с водой под давлением) была использована в качестве конструкции для разработки Центром атомных исследований Бхабхи в партнерстве с индийскими производителями Larsen & Toubro и Bharat Heavy Electricals Limited . Впоследствии был разработан полностью индийский проект мощностью 220 МВт и построены два энергоблока в Калпаккаме в штате Тамил Наду , получившие название MAPS-1 и MAPS-2. Конструкция MAPS-1 и 2 была разработана на основе RAPS-1 и 2, с модификациями, внесенными с учетом прибрежного расположения, а также с введением бассейна подавления для ограничения пикового давления защитной оболочки при Авария с потерей теплоносителя (LOCA) вместо затопления баков в РАПС-1 и 2. Кроме того, MAPS-1 и 2 имеют частичную двойную защиту. Эта конструкция была дополнительно улучшена, и все последующие блоки PHWR в Индии имеют двойную защитную оболочку. [2]
Благодаря опыту проектирования и эксплуатации более ранних агрегатов и собственным научно-исследовательским работам в NAPS-1 и 2 были внесены серьезные модификации . Эти агрегаты составляют основу стандартизированных индийских блоков PHWR, позже получивших обозначение IPHWR-220.
Конструкция последующих блоков, т.е. КГС-1, КГС-2, РАПС-3, РАПС-4, РАПС-5, РАПС-6, КГС-3 и КГС-4, соответствует стандартной индийской конструкции PHWR. Основные улучшения в этих конструкциях включают безклапанную систему первичного теплопереноса и концепцию унифицированной диспетчерской. Кроме того, конструкция этих подразделений включала усовершенствования в системе управления и контрольно-измерительных приборов и включение компьютерных систем в соответствии с развитием технологий.
ИПХВР-540
[ редактировать ]После завершения проектирования IPHWR-220 был начат более крупный проект мощностью 540 МВт c. 1984 г. под эгидой BARC в партнерстве с NPCIL. [3] Два реактора этой конструкции были построены в Тарапуре, штат Махараштра, начиная с 2000 года, а первый был введен в эксплуатацию 12 сентября 2005 года.
ИПХВР-700
[ редактировать ]Конструкция IPHWR-540 позже была модернизирована до мощности 700 МВт с основной целью повысить топливную эффективность и разработать стандартизированную конструкцию для установки во многих местах по всей Индии в качестве автопарка. Дизайн также был обновлен, чтобы включить функции поколения III+ .
Конструкция PHWR мощностью 700 МВт включает в себя некоторые особенности, которые впервые представлены в индийских PHWR, в том числе частичное кипение на выходе из канала теплоносителя, чередование фидеров первичной системы теплопередачи, пассивную систему отвода остаточного тепла, региональную защиту от превышения мощности, защитное распыление. система, передвижная машина для перекачки топлива и стальной лейнер на внутренней стенке защитной оболочки. [4]
К 2031–2032 годам NPCIL планирует построить еще 18 ядерных энергетических реакторов, которые в совокупности смогут производить 13 800 МВт электроэнергии. Это доведет общий объем атомной энергии в энергетическом балансе до 22 480 МВт. [5]
Технические характеристики
[ редактировать ]| Технические характеристики | ИПХВР-220 [2] | ИПХВР-540 [6] [7] [8] [3] | ИПХВР-700 [4] |
|---|---|---|---|
| Тепловая мощность, МВттепл. | 754.5 | 1730 | 2166 |
| Активная мощность, МВт | 220 | 540 | 700 |
| КПД , нетто % | 27.8 | 28.08 | 29.08 |
| Температура охлаждающей жидкости, °С: | |||
| вход охлаждающей жидкости активной зоны | 249 | 266 | 266 |
| выход охлаждающей жидкости активной зоны | 293.4 | 310 | 310 |
| Основной материал охлаждающей жидкости | Тяжелая вода | ||
| Вторичный охлаждающий материал | Легкая вода | ||
| Модераторский материал | Тяжелая вода | ||
| Рабочее давление реактора, кг/см 2 (г) | 87 | 100 | 100 |
| Активная высота ядра, см | 508.5 | 594 | 594 |
| Эквивалентный диаметр сердечника, см | 451 | - | 638.4 |
| Средняя удельная мощность топлива | 9,24 кВт/кгU | - | 235 МВт/м 3 |
| Средняя плотность мощности активной зоны, МВт/м 3 | 10.13 | - | 12.1 |
| Топливо | Спеченные природного UO 2 окатыши | ||
| Материал обшивки трубы | Циркалой-2 | Циркалой-4 | |
| Топливные сборки | 3672 | 5096 | 4704 топливных пучка в 392 каналах |
| Количество твэлов в сборке | 19 элементов в 3 кольцах | 37 | 37 элементов в 4 кольцах |
| Обогащение перегрузочного топлива | 0,7% U-235 | ||
| Продолжительность топливного цикла, мес. | 24 | 12 | 12 |
| Среднее выгорание топлива , МВт·сут/т | 6700 | 7500 | 7050 |
| Стержни управления | СС/Ко | Кадмий/СС | |
| Поглотитель нейтронов | Борный ангидрид | Бор | |
| Система отвода остаточного тепла | Активно: Выключение системы охлаждения Пассивный: естественная циркуляция через парогенераторы. | Активно: Выключение системы охлаждения Пассивный: естественная циркуляция через парогенераторы. и система отвода тепла Passive Decay. | |
| Система безопасного впрыска | Система аварийного охлаждения активной зоны | ||
См. также
[ редактировать ]- IPHWR-220 , первая версия рекуператоров класса IPHWR.
- IPHWR-700 , поколение III+, преемник конструкции IPHWR-220.
- CANDU , предшественник индийских конструкций PHWR.
- AHWR-300 , конструкция PHWR с ториевым топливом для индийской трехступенчатой ядерной энергетической программы.
- Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
- Атомная энергетика в Индии
Ссылки
[ редактировать ]- ^ «АНУ ШАКТИ: Атомная энергия в Индии» . БАРК. Архивировано из оригинала 26 июня 2020 г. Проверено 21 марта 2021 г.
- ^ Перейти обратно: а б «Отчет о состоянии 74 — Индийский PHWR мощностью 220 МВт (IPHWR-220)» (PDF) . Международное агентство автомобильной энергетики . 04.04.2011 . Проверено 21 марта 2021 г.
- ^ Перейти обратно: а б Сингх, Байтедж (июль 2006 г.). «Физический расчет и оценка безопасности PHWR мощностью 540 МВт» (PDF) . Информационный бюллетень БАРК . 270 . Архивировано из оригинала (PDF) 22 мая 2013 г. Проверено 21 марта 2021 г.
- ^ Перейти обратно: а б «Отчет о состоянии 105 — Индийский PHWR мощностью 700 МВт (IPHWR-700)» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 01.08.2011 . Проверено 20 марта 2021 г.
- ^ «К 2032 году Индия добавит еще 18 ядерных энергетических реакторов общей мощностью 13 800 МВт: NPCIL» . Индийский экспресс . 25 февраля 2024 г. Проверено 4 марта 2024 г.
- ^ Сони, Ракеш; Прасад, ПН. «Эволюция топливных технологий для индийских PHWR» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . С. Виджаякумар, А.Г. Чхатре, К.П.Двиведи.
- ^ Муктибодх, Калифорнийский университет (2011). «Проектирование, безопасность и эксплуатационные характеристики PHWR мощностью 220 МВт, 540 МВт и 700 МВт в Индии». Межрегиональный семинар по передовым технологиям ядерных реакторов для краткосрочного развертывания .
- ^ Баджадж, СС; Гор, Арканзас (2006). «Индийский PHWR». Ядерная инженерия и дизайн . 236 (7–8): 701–722. doi : 10.1016/j.nucengdes.2005.09.028 .
