Усовершенствованный тяжеловодный реактор
| АВР-300 | |
|---|---|
| Поколение | Реактор поколения III+ |
| Концепция реактора | Ториевый тяжеловодный реактор под давлением |
| Разработано | Центр атомных исследований Бхабхи |
| Производитель | НПЦИЛ (планируется) |
| Статус | В разработке |
| Основные параметры активной зоны реактора | |
| Топливо ( делящийся материал ) | 232 Ч / 233 U ( МОКС ) и 232 Ч / 239 Пу ( МОКС ) |
| Состояние топлива | Твердый |
| Энергетический спектр нейтронов | Термальный |
| Основной метод контроля | стержни управления |
| Основной модератор | Тяжелая вода |
| Первичная охлаждающая жидкость | Легкая вода |
| Использование реактора | |
| Основное использование | Производство электроэнергии |
| Мощность (тепловая) | 920 МВтч |
| Мощность (электрическая) | 304 миллиона человек |
Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) или AHWR-300 — это новейшая индийская следующего поколения разработка ядерного реактора зоне сжигается торий , в котором в топливной . Планируется, что он станет третьим этапом трехэтапного плана топливного цикла Индии . [1] Этот этап плана топливного цикла должен был быть построен, начиная с прототипа мощностью 300 МВт в 2016 году. [2]
КАМИНИ — первый в мире экспериментальный реактор на основе тория . Он охлаждается и замедляется легкой водой, питается металлическим ураном -233, произведенным в ториевом топливном цикле, используемом соседним реактором FBTR , и производит 30 кВт тепловой энергии на полной мощности. [3]
Фон
[ редактировать ]Центр атомных исследований Бхабхи (BARC) создал крупную инфраструктуру для облегчения проектирования и разработки этих современных тяжеловодных реакторов . Вопросы, которые должны быть включены, варьируются от технологий материалов, критических компонентов, физики реакторов и анализа безопасности. [4] Было создано несколько объектов для экспериментов с этими реакторами. AHWR представляет собой тяжеловодный реактор трубчатого типа. Правительство Индии , Министерство атомной энергии (DAE), полностью финансирует будущую разработку, текущую разработку и проектирование усовершенствованного тяжеловодного реактора. К новой версии усовершенствованных тяжеловодных реакторов будут предъявляться более общие требования безопасности. Индия является базой для этих реакторов из-за больших запасов тория в Индии ; следовательно, он больше приспособлен для постоянного использования и эксплуатации AHWR. [5]
Мотивация
[ редактировать ]Тория в земной коре в три раза больше, чем урана, хотя он менее распространен с точки зрения экономически целесообразной добычи доказанных запасов, при этом Индия обладает крупнейшими доказанными запасами среди всех стран. [6] Много тория содержится также в хвостах шахт, добывающих редкоземельные элементы из монацита , который обычно содержит как редкоземельные элементы, так и торий. Пока спрос на торий остается низким, эти хвосты представляют собой химическую (торий является токсичным тяжелым металлом ) и – в меньшей степени – радиологическую проблему, которую можно было бы решить, по крайней мере частично, за счет использования тория на атомных электростанциях. В отличие от урана , который на самом деле содержит 0,72% делящегося 235
Материал U , торий состоит почти только из плодородных 232
Th , который можно превратить в делящийся 233
U с использованием тепловых нейтронов . Это позволяет использовать гораздо большую долю исходного материала без необходимости использования быстрых реакторов-размножителей и при этом производить на порядки меньше второстепенных актинидов . Однако, поскольку торий сам по себе не является делящимся, его необходимо сначала «вывести», чтобы получить делящийся материал, который затем можно будет использовать в том же реакторе, в котором «вывели» 233
U или химически отделяется для использования в отдельном реакторе-«горелке».
Дизайн
[ редактировать ]с тяжеловодным замедлителем Предлагаемая конструкция AHWR представляет собой ядерный энергетический реактор , который станет следующим поколением типа PHWR . Он разрабатывается в Центре атомных исследований Бхабхи (BARC) в Мумбаи, Индия, и направлен на достижение целей использования ториевых топливных циклов для коммерческого производства электроэнергии. AHWR представляет собой вертикальный реактор трубчатого типа, охлаждаемый кипящей легкой водой в условиях естественной циркуляции. Уникальной особенностью этой конструкции является большой резервуар с водой наверху первичной защитной оболочки, называемый гравитационным водным бассейном (GDWP). Этот резервуар предназначен для выполнения нескольких функций пассивной безопасности .
Общая конструкция AHWR предполагает использование большого количества тория и ториевого цикла . AHWR во многом похож на тяжеловодный реактор под давлением (PHWR) в том смысле, что они имеют сходство в концепции напорных труб и каландриальных труб, но ориентация труб в AHWR вертикальная , в отличие от PHWR. Ядро AHWR имеет длину 3,5 м и имеет 513 ячеек решетки с шагом квадрата 225 мм. Активная зона радиально разделена на три области выгорания. Выгорание уменьшается по мере продвижения к внешней поверхности активной зоны. Топливо занято 452 ячейками решетки, а остальные 37 мест — системой останова-1. Он состоит из 37 запорных стержней, 24 места для устройств реактивного регулирования, состоящих из 8 стержней-поглотителей, 8 регулировочных стержней и 8 стержней-регулирующих. Кипячением легкой воды под давлением 7 МПа затем отводят тепло. Основная задача этой модели — добиться того, чтобы общая мощность и грубое пространственное распределение мощности внутри активной зоны находились в пределах определенной степени точности. [7]
В конструкции реактора использованы передовые технологии, а также несколько доказанных положительных особенностей индийских тяжеловодных реакторов под давлением (PHWR). Эти особенности включают в себя конструкцию трубчатого типа, замедлитель низкого давления, дозаправку при мощности, разнообразные быстродействующие системы останова и наличие большого низкотемпературного радиатора вокруг активной зоны реактора. AHWR включает в себя несколько функций пассивной безопасности. К ним относятся: отвод тепла от активной зоны за счет естественной циркуляции; непосредственный впрыск воды аварийной системы охлаждения активной зоны (САОЗО) в топливо; и наличие большого количества борированной воды в верхнем гравитационном водном бассейне (GDWP) для облегчения отвода тепла от распада активной зоны. Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) и охлаждение защитной оболочки могут действовать ( SCRAM ) без задействования каких-либо активных систем или действий оператора.
Физическая конструкция реактора настроена на максимальное использование топлива на основе тория за счет достижения слегка отрицательного коэффициента пустотности . Выполнение этих требований стало возможным благодаря использованию PuO 2 -ThO 2 МОХ и ThO 2 - 233 UO 2 МОХ в разных выводах одного и того же топливного узла, а также использование гетерогенного замедлителя , состоящего из аморфного углерода (в твэлах) и тяжелой воды в объемном соотношении 80–20%. Конфигурация активной зоны обеспечивает значительную гибкость, и несколько возможных решений, в том числе не требующих использования отражателей на основе аморфного углерода, возможны без каких-либо изменений в конструкции реактора.
Некоторые отличительные особенности AHWR
[ редактировать ]- Отказ от тяжеловодного теплоносителя под высоким давлением, что приводит к снижению потерь от утечек тяжелой воды и устранению системы рекуперации тяжелой воды.
- Утилизация тепла, вырабатываемого в замедлителе, для подогрева питательной воды.
- Устранение основных компонентов и оборудования, таких как насосы теплоносителя первого контура и приводные двигатели, связанное с ними оборудование управления и электропитания, а также соответствующая экономия электроэнергии, необходимой для работы этих насосов.
- Собранные в магазине каналы охлаждающей жидкости с функциями, позволяющими быстро заменить только напорную трубку, не затрагивая другие установленные компоненты канала.
- Замена парогенераторов на более простые паровые барабаны.
- Более высокое давление пара, чем в PHWR.
- Производство 500 м3/день деминерализованной воды на многоступенчатой опреснительной установке с использованием пара турбины низкого давления.
- сто лет . Проектный срок эксплуатации реактора
- Целью проекта является отсутствие запретной зоны из-за ее расширенных функций безопасности. [8]
Топливный цикл
[ редактировать ]Стандартно AHWR представляет собой замкнутый ядерный топливный цикл , поскольку это приведет к снижению радиотоксичности. По этой причине у AHWR есть альтернативные варианты топлива, поскольку у него разные топливные циклы. Он может работать в закрытых и прямоточных типах топливных циклов. Общий вид AHWR рассчитан на высокую степень выгорания топлива на основе тория (BARC, 2013). Переработанный торий, извлеченный из реактора, затем отправляется обратно, а плутоний хранится для последующего использования в реакторе на быстрых нейтронах . [4]
Топливо для AHWR будет производиться на предприятии по производству современного топлива , которое находится под руководством Центра атомных исследований Бхабхи (BARC) в Тарапуре. АФФФ в настоящее время [ когда? ] работает над производством твэлов ПФБР. В прошлом AFFF была связана с изготовлением топливных стержней для других исследовательских целей. AFFF — единственное в мире предприятие по производству ядерного топлива, которое занимается ураном, плутонием и торием. [ нужна ссылка ]
Планы на будущее
[ редактировать ]В 2013 году правительство Индии объявило, что построит AHWR мощностью 300 МВт, место которого еще предстоит определить. [9] По состоянию на 2017 год проект находился на завершающей стадии проверки. [10]
Инновации в области безопасности
[ редактировать ]Прошлые ядерные аварии, такие как чернобыльская катастрофа и ядерная авария на Фукусиме, сделали улучшение строительства и обслуживания объектов крайне важным. Эти аварии произошли из-за реакторов на уране-235 и плохой конструкции объектов, на которых они находились. С тех пор Международная атомная ядерная ассоциация ужесточила протоколы на ядерных объектах, чтобы предотвратить повторение этих аварий. Одной из главных мер безопасности в случае аварии является предотвращение выхода радиоактивности из реактора. — Глубокоэшелонированная защита это метод, используемый на ядерных объектах для достижения наиболее эффективной практики радиоактивного сдерживания. AWHR приобрел процесс глубокоэшелонированной защиты, который используется в реакторах, принимающих меры и необходимое оборудование для сохранения радиоактивности внутри активной зоны.
Метод глубокоэшелонированной защиты устанавливает процедуры, которым необходимо следовать, чтобы уменьшить количество человеческих ошибок и сбоев в работе оборудования. [4] Процедуры следующие:
- Уровень 1: Предотвращение нештатной работы и сбоев.
- Уровень 2: Контроль нештатной работы и обнаружение сбоев.
- Уровень 3: Управление авариями в пределах проектной основы
- Уровень 4: Управление тяжелыми состояниями станции, включая предотвращение развития аварий и смягчение последствий тяжелых аварий.
- Уровень 5: Смягчение радиологических последствий значительного выброса радиоактивных материалов.
AWHR является инновацией в области безопасности возобновляемых источников энергии, поскольку он ограничит использование делящегося урана-235 получением делящегося урана-233 из воспроизводящего тория-232. добыча ядерной энергии Говорят, что из 90-го элемента тория дает больше энергии, чем мировая нефть, уголь и уран вместе взятые. AHWR имеет функции безопасности, которые отличают его от обычных легководных ядерных реакторов. Некоторые из этих функций включают в себя: надежные системы безопасности, снижение тепла от активной зоны за счет встроенной системы охлаждения, несколько систем отключения и процедуру обеспечения безопасности , состоящую из яда, который отключает систему в случае технического сбоя ( ФБР). [4] Потенциальная угроза, которую ученые стараются избегать в реакторах, — это накопление тепла, поскольку ядерная энергия возрастает, когда она реагирует с высокими температурами, высокими давлениями и химическими реакциями. AHWR имеет функции, которые помогают снизить вероятность этого события за счет: отрицательных коэффициентов реактивности, низкой удельной мощности, низкой избыточной реактивности в активной зоне и правильного выбора встроенных свойств материала. [11]
Технические характеристики
[ редактировать ]| Технические характеристики | АВР-300 [12] [13] [14] |
|---|---|
| Тепловая мощность, МВттепл. | 920 |
| Активная мощность, МВт | 304 |
| КПД , нетто % | 33.1 |
| Температура охлаждающей жидкости, °С: | |
| вход охлаждающей жидкости активной зоны | 259.5 |
| выход охлаждающей жидкости активной зоны | 285 |
| Основной материал охлаждающей жидкости | Кипящая легкая вода |
| Вторичный охлаждающий материал | Легкая вода |
| Модераторский материал | Тяжелая вода |
| Рабочее давление реактора, МПа(а) | 7 |
| Высота активной зоны, м | 3.5 |
| Эквивалентный диаметр сердечника, мм | - |
| Средняя удельная мощность топлива, МВт/м 3 | - |
| Средняя плотность мощности активной зоны, МВт/м 3 | 10.1 |
| Топливо | (Ч, 233 U) МОХ и (Th, 239 Пу)МОКС |
| Материал обшивки трубы | Циркалой-4 |
| Топливные сборки | 452 |
| Количество штифтов в сборе | 54 |
| Обогащение перегрузочного топлива, мас. % | Кольцо 1: (Чт, 233 У)МОХ/3.0
Кольцо 2: (Чт, 233 У)МОХ/3,75 Кольцо 3: (Чт, 239 Pu)MOX/ 4,0 (Нижняя половина) 2,5 (Верхняя половина) |
| Продолжительность топливного цикла, дни эффективной полной мощности (EFPD) | 250 |
| Среднее выгорание топлива на сбросе , МВт·сут/кг | 38 |
| Усредненные коэффициенты реактивности активной зоны в рабочем диапазоне | |
| Температура топлива, Δk/k/°C | -2,1 х 10 −5 |
| Температура канала, Δk/k/°C | +2,5х 10 −5 |
| Коэффициент пустотности , Δk/k / % пустотности | -5,0 х 10 −5 |
| Температура охлаждающей жидкости, Δk/k/°C | +4,9 х 10 −5 |
| Стержни управления | Карбид бора в SS |
| Поглотитель нейтронов | Раствор нитрата гадолиния |
| Система отвода остаточного тепла | Активный: Конденсатор
Пассивный: изолирующий конденсатор в бассейне с гравитационной водой. |
| Система безопасного впрыска | Пассивное: Система аварийного охлаждения активной зоны. |
См. также
[ редактировать ]Ссылки
[ редактировать ]- ^ «Архивная копия» . Архивировано из оригинала 27 января 2014 г. Проверено 31 марта 2014 г.
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка ) - ^ «Индия готова использовать ресурсы тория» . Декабрь 2012 г. Архивировано из оригинала 13 мая 2012 г. Проверено 11 мая 2012 г.
- ^ «ГРУППА РЕПЕРЕРАБОТКИ» . 18 июля 2014 года. Архивировано из оригинала 18 июля 2014 года . Проверено 9 мая 2023 г.
- ^ Jump up to: а б с д Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) BARC (Центр атомных исследований Бхабхи) (Индия) (PDF) (Отчет). Международное агентство по атомной энергии. 2013. Архивировано из оригинала (PDF) 19 апреля 2014 года.
- ^ «Индия проектирует новый атомный реактор для утилизации тория» . Индийский экспресс . Мумбаи. 16 сентября 2009 г.
- ^ «Торий» . Архивировано из оригинала 16 февраля 2013 года . Проверено 9 мая 2023 г.
- ^ Шимджит, СР; Тивари, AP; Бандиопадхьяй, Б.; Патил, РК (июль 2011 г.). «Пространственная стабилизация усовершенствованного тяжеловодного реактора». Летопись атомной энергетики . 38 (7): 1545–1558. doi : 10.1016/j.anucene.2011.03.008 .
- ^ «Отчет DAE AHWR» . Департамент атомной энергии . Архивировано из оригинала 21 октября 2018 года . Проверено 14 мая 2023 г.
- ^ «Создание атомных электростанций в стране. Август 2013 года» . Архивировано из оригинала 25 сентября 2013 г. Проверено 29 августа 2013 г.
- ^ «Топливо для ядерных амбиций Индии» . Международная ядерная инженерия. 7 апреля 2017 года. Архивировано из оригинала 12 апреля 2017 года . Проверено 12 апреля 2017 г.
- ^ Виджаян, ПК; Камбл, Монтана; Наяк, АК; Вазе, КК; Синха, РК (октябрь 2013 г.). «Функции безопасности на атомных электростанциях, устраняющие необходимость публичного планирования аварийных ситуаций» . Садхана . 38 (5): 925–943. дои : 10.1007/s12046-013-0178-5 .
- ^ «Описание конструкции AHWR 2013 (Индия) ARIS» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 11 июля 2013 г. Архивировано (PDF) из оригинала 27 сентября 2021 г. Проверено 21 марта 2021 г.
- ^ Кумар, Арвинд; Шривенкатесан, Р; Синха, РК (11 июля 2013 г.). «О физическом проектировании усовершенствованного тяжеловодного реактора (AHWR)» (PDF) . Группа разработки дизайна реакторов, Центр атомных исследований Бхабха . Архивировано (PDF) из оригинала 11 апреля 2021 г. Проверено 21 марта 2021 г.
