IPWR-900

IPWR-900
Pokolenie Reaktor generacji III+
Koncepcja reaktora ciśnieniowy reaktor wodny
Linia reaktorów IPWR (Indyjski Reaktor Wodny Ciśnieniowy)
Zaprojektowany przez Centrum Badań Atomowych Bhabha
Wyprodukowano przez NPCIL
Status W budowie
Główne parametry rdzenia reaktora
Paliwo ( materiał rozszczepialny ) 235 U ( LEU )
Stan paliwa Solidny
Widmo energetyczne neutronów Termiczny
Podstawowa metoda kontroli pręty sterujące
Główny moderator Lekka woda
Chłodziwo pierwotne Lekka woda
Wykorzystanie reaktora
Pierwsze użycie Wytwarzanie energii elektrycznej
Moc (termiczna) 2700 MWt
Moc (elektryczna) 900 MWe

Indyjski reaktor wodny ciśnieniowy-900 ( IPWR-900 ) to klasa reaktorów wodnych ciśnieniowych projektowanych przez Bhabha Atomic Research Center (BARC) we współpracy z Nuclear Power Corporation of India Limited w celu uzupełnienia indyjskiego trójstopniowego programu energii jądrowej

Historia

Firma BARC opracowała kompaktowy reaktor lekkowodny o mocy 83 MW, znany jako CLWR-B1 dla programu okrętów podwodnych klasy Arihant indyjskiej marynarki wojennej, który obejmuje prototypowy reaktor działający w Kalpakkam od 2002 r. i uruchomiony w INS Arihant w 2013 r. Doświadczenie zdobyte w program reaktorów morskich jest wykorzystywany do budowy komercyjnego reaktora do wytwarzania energii elektrycznej o mocy 900 MWe.

Aby wesprzeć możliwości przemysłu w zakresie produkcji dużych odkuwek do zbiornika ciśnieniowego reaktora , utworzono jednostkę ciężkiej kuźni jako wspólne przedsięwzięcie Nuclear Power Corporation of India Limited i indyjskiego konglomeratu inżynieryjnego, spółki zależnej Larsen & Toubro, L&T Special Steels and Heavy Forgings Limited w Hazira , Gudżarat. Spółka joint venture uruchomiła 9000-tonową prasę kuźniczą i planuje zwiększyć ją do 17 000 ton. BARC poinformował o zakończeniu produkcji odkuwek testowych w sierpniu 2021 r. i potwierdził technologiczny know-how oraz możliwości wykonania odkuwek o grubości od 350 mm do 750 mm, niezbędnych do produkcji zbiorników ciśnieniowych reaktorów dla programu reaktorów wodnych ciśnieniowych.

Indyjski regulator działalności jądrowej Rada Regulacji Energii Atomowej przeprowadziła przegląd projektu przed uzyskaniem zgody na projekt w roku podatkowym 2015–2016.

Projekt

Planuje się, że projekt IPWR zachowa wspólność większości niejądrowych wyspowych elementów projektu z obecnie używanymi ciśnieniowymi reaktorami ciężkowodnymi IPHWR-700, aby ograniczyć czas projektowania i koszty budowy. Projekt i konfiguracja generatora pary również zostaną przejęte z projektu IPHWR-700.

Rdzeń IPWR składa się ze 151 zespołów paliwowych ułożonych w układzie sześciokątnym z 331 miejscami siatki, z których 311 miejsc jest zajętych przez kołki paliwowe, 18 przez rurki sterujące i 1 przez rurkę oprzyrządowania, a pozostałe miejsce w środku jest zajęte przez centralny pręt wodny. Kołki paliwowe mają średnicę zewnętrzną 9,4 mm przy grubości ścianki 0,7 mm. Rdzeń zawiera 103 zestawy klastrów prętów, z których każdy zawiera 18 prętów, które mają B 4 C i Dy 2 O 3 · TiO 2 jako kontrolę materiał. Pręty kontrolne zostały zaprojektowane tak, aby zapewnić ujemne współczynniki reaktywności z marginesem wyłączenia 10 mk w gorącym zerowym stanie mocy przez dłuższy czas.

IPWR wykorzystuje związek gadolinu (Gd) Gd 2 O 3 (Gadolinia) jako pochłaniacz neutronów do tłumienia początkowej reaktywności, co jest charakterystyczną cechą nowoczesnych projektów PWR, w tym EPR i AP1000 . Zastosowanie Gd zmniejsza stężenie rozpuszczonego boru wymagane na początku cyklu paliwowego i pomaga utrzymać odpowiednio ujemny współczynnik reaktywności temperaturowej płynu chłodzącego we wszystkich warunkach pracy.

Reaktor będzie wykorzystywał zbiornik ciśnieniowy reaktora wykonany ze stali 20MnMoNi55, znanej również jako „APURVA” (Advanced Purified Reactor Vessel Alloy). Firma BARC ujawniła w styczniu 2020 r., że zatwierdzono projekt łapacza rdzenia , który może poradzić sobie ze 100% awarią stopienia rdzenia .

Projekt będzie zawierał funkcje bezpieczeństwa Generacji III+, takie jak pasywny system usuwania ciepła z rozpadu , awaryjny system chłodzenia rdzenia (ECCS), retencja korium i system wyłapywania rdzenia.

Flota reaktorów

Rząd Indii ani NPCIL nie ujawniły żadnych lokalizacji ani harmonogramu budowy pierwszego reaktora IPWR-900.

Specyfikacja techniczna

Specyfikacje IPWR-900
Moc cieplna, MW 2700
Moc elektryczna, MW 900
Wydajność , % netto
Prężność par, w 100 kPa
przed turbiną -
w pierwszym obwodzie -
Temperatura wody, °C:  
wlot chłodziwa rdzenia 307,5
wylot chłodziwa rdzenia 320
Równoważna średnica rdzenia, m —
Aktywna wysokość rdzenia, mm 3600
Średnica zewnętrzna prętów paliwowych, mm 13.16
Liczba prętów paliwowych w zestawie 311
Liczba zespołów paliwowych 151
Ładowanie uranu, tony -
Średnie wzbogacenie uranu , % 4.22
Średnie spalanie paliwa , MW · doba / kg 30
Maksymalne spalanie paliwa , MW · doba / kg 50
Średnia liniowa szybkość wytwarzania ciepła w kołku (W/cm) 159,6
Gęstość mocy (MW/m 3 lub KW/litr)) 87,4
Ciśnienie systemowe (MPa) 15.7
Długość cyklu (FPD) 410
Palny materiał absorbera neutronów w paliwie (IFBA) Gd 2 O 3 (Gadolinia)
Kontrola reaktywności Rozpuszczalny bor ( H 3 BO 3 w wodzie)
Materiał pręta sterującego B4C _ _ i Dy2O3 _ _ TiO2 · _ _

Zobacz też

Pobrano z „ https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=IPWR-900&oldid=1134639448 ”