IPHWR-700 - IPHWR-700
| Třída reaktoru IPHWR-700 | |
|---|---|
 Atomová elektrárna Kakrapar reaktorové bloky 3 a 4 ve výstavbě v indickém státě Indiana Gudžarát | |
| Generace | Reaktor III. Generace |
| Koncept reaktoru | tlakovodní těžkovodní reaktor |
| Vedení reaktoru | IPHWR |
| Postavení |
|
| Hlavní parametry aktivní zóny reaktoru | |
| Palivo (štěpný materiál ) | 235U (NU /SEU /LEU ) |
| Stav paliva | Pevný |
| Energetické spektrum neutronů | Tepelný |
| Primární kontrolní metoda | ovládací tyče |
| Primární moderátor | Těžká voda |
| Primární chladivo | Těžká voda |
| Využití reaktoru | |
| Primární použití | Výroba elektřiny |
| Napájení (tepelné) | 2166 MWth |
| Napájení (elektrické) | 700 MWe |
The IPHWR-700 (Indický tlakový těžkovodní reaktor 700) je Ind tlakovodní těžkovodní reaktor navrhl Bhabha atomové výzkumné středisko.[1] Je to Reaktor III. Generace vyvinut z dřívějších CANDU na základě návrhů 220 MW a 540 MW a může generovat 700 MW elektřiny. V současné době je ve výstavbě 6 jednotek a dalších 10 jednotek za cenu 1,05 bilionu INR (celkem 14 miliard USD nebo 2 000 USD za kWe).
Rozvoj
Technologie PHWR byla představena v Indii koncem šedesátých let konstrukcí RAPS-1 Reaktor CANDU v Rádžasthán. Všechny hlavní komponenty pro první jednotku dodala Kanada, zatímco Indie provedla konstrukci, instalaci a uvedení do provozu. V roce 1974 poté, co Indie provedla Usměvavý Buddha, jeho první test jaderných zbraní Kanada zastavila svou podporu projektu a odložila uvedení RAPS-2 do provozu až do roku 1981.[2]
Po odstoupení Kanady od projektu pracují výzkum, design a vývoj v Bhabha atomové výzkumné středisko a Nuclear Power Corporation of India (NPCIL) spolu s některými průmyslovými partnery, kteří prováděli výrobní a konstrukční práce, umožnily Indii zavést tuto technologii jako celek. Během čtyř desetiletí bylo postaveno patnáct reaktorů 220 MW domácí konstrukce. Vylepšení byla provedena v původním návrhu CANDU, aby se snížila doba a náklady na stavbu, byly začleněny nové bezpečnostní systémy, a tím byla zvýšena spolehlivost, což vedlo k lepším faktorům kapacity. Společnost NPCIL vyvinula design s výkonem 540 MW, aby si uvědomila ekonomiku rozsahu. Dvě jednotky tohoto designu byly postaveny na Atomová elektrárna Tarapur. Byly provedeny další optimalizace pro využití nadměrných tepelných rezerv a návrh 540 MW PHWR byl upraven na návrh 700 MW kapacity bez větších konstrukčních změn. Téměř 100% komponent těchto domorodě navržených reaktorů vyrábí indický průmysl.[3]
Design
Jako ostatní tlakovodní těžkovodní reaktory, IPHWR-700 používá těžká voda (oxid deuteria, D2O) jako jeho chladicí kapalina a moderátor neutronů. Konstrukce si zachovává vlastnosti standardizovaných indických jednotek PHWR, mezi něž patří:[4]
- Dva různorodé a rychle působící vypínací systémy
- Dvojitá izolace budovy reaktoru
- Vodou naplněná klenba calandria
- Integrovaná sestava štítu s koncovým štítem
- Tlakové trubky Zr-2,5% Nb oddělené od příslušných trubek calandria
- Calandria trubice naplněná oxidem uhličitým (který je recirkulován) pro monitorování úniku tlakové trubice
Zahrnuje také některé nové funkce. Tyto zahrnují:
- Částečné vaření na výstupu z kanálu chladicí kapaliny
- Prokládání podavačů primárního systému přenosu tepla
- Pasivní systém odvodu tepla
- Regionální ochrana před napájením
- Ochranný postřikovací systém
- Mobilní stroj na přepravu paliva
- Ocelová lemovaná zadržovací zeď
Reaktor má velmi malou přebytečnou reaktivitu, a proto nepotřebuje neutronový jed uvnitř paliva nebo moderátoru. Tato opatření jsou konstruována tak, aby řešila případ ztráty způsobené nehodou chladicí kapaliny Jaderná katastrofa Fukušima Daiiči.[5]
Úkon
Reaktor používá jako palivo 0,7% obohacený uran s pláštěm Zircaloy-4. Jádro produkuje 2166 MW tepla, které se přeměňuje na 700 MW elektřiny s účinností 32%. Kvůli nedostatku nadměrné reaktivity uvnitř reaktoru je nutné jej během provozu nepřetržitě doplňovat. Reaktor je navržen na odhadovanou životnost 40 let.[6]
Flotila reaktorů
| Elektrárna | Operátor | Stát | Jednotky | Celková kapacita | Očekávaný komerční provoz[7] |
|---|---|---|---|---|---|
| Kakrapar blok 3 a 4 | NPCIL | Gudžarát | 700 x 2 | 1,400 | 2020 |
| Rádžasthánský blok 7 a 8 | NPCIL | Rádžasthán | 700 x 2 | 1,400 | 2022[8] |
| 1. a 2. blok Gorakhpur | NPCIL | Haryana | 700 x 2 | 1,400 | 2025[8][9] |
| Elektrárna | Operátor | Stát | Jednotky | Celková kapacita |
|---|---|---|---|---|
| Mahi Banswara | NPCIL | Rádžasthán | 700 x 4 | 2,800 |
| Kaiga | NPCIL | Karnataka | 700 x 2 | 1,400 |
| Chutka | NPCIL | Madhya Pradesh | 700 x 2 | 1,400 |
| Gorakhpur | NPCIL | Haryana | 700 x 2 | 1,400 |
Reference
- ^ „ANU SHAKTI: atomová energie v Indii“. BARC.
- ^ „Atomová elektrárna v Rádžasthánu (RAPS)“. Iniciativa pro jadernou hrozbu. 1. září 2003. Citováno 18. února 2017.
- ^ "Tlakovaný těžkovodní reaktor". PIB. Dr. S Banerjee.
- ^ „Zpráva o stavu 105 - indický 700 MWe PHWR (IPHWR-700)“ (PDF). IAEA.
- ^ „Pokročilé velké vodou chlazené reaktory“ (PDF). IAEA.
- ^ „Pokročilé velké vodou chlazené reaktory“ (PDF). IAEA.
- ^ „Jasné vyhlídky na budoucí indickou flotilu“. Nuclear Engineering International. Citováno 2020-04-13.
- ^ A b „Výroční zpráva 2018-19 DAE“ (PDF). Katedra atomové energie. Citováno 13. února 2020.
- ^ „První fáze atomové elektrárny Gorakhpur Haryana by měla být dokončena v roce 2025“. Obchodní standard. Citováno 2. ledna 2019.
- ^ „Nastavení deseti původních jaderných reaktorů“. Tisková informační kancelář. Citováno 19. července 2018.