IPHWR — Вікіпедія

Атомна електростанція Kakrapar з двома блоками IPHWR-700 будується в індійському штаті Гуджарат

Індійський важководний реактор під тиском (IPHWR) — клас індійських важководних реакторів під тиском, розроблених Центром атомних досліджень Бхабха[1]. Базовий проект потужністю 220 МВт був розроблений на базі реакторів RAPS-1 і RAPS-2 на базі CANDU, побудованих у Раватбхата, Раджастан. Пізніше дизайн був розширений до 540 МВт і 700 МВт конструкції. Зараз в Індії працює 17 реакторів різних типів.

IPHWR-220

[ред. | ред. код]

Перші блоки PHWR, побудовані в Індії (RAPS-1 і RAPS-2), мають канадську конструкцію CANDU, подібну до першого повномасштабного канадського реактора, побудованого в АЕС Дуглас-Пойнт, Онтаріо. Реактори були встановлені у співпраці з урядом Канади. Починаючи з 1963 року, RAPS-1 потужністю 100 МВт в основному будувався з обладнанням і технологіями, наданими AECL, Канада. RAPS-1 було введено в експлуатацію в 1973 році, але припинення співпраці з Канадою у світлі успішної розробки ядерної зброї Індією в рамках операції «Усміхнений Будда» введення в експлуатацію RAPS-2 могло бути завершено лише до 1981 року, коли Bhabha змінив деякі елементи конструкції. Центр атомних досліджень у партнерстві з індійськими виробниками Larsen & Toubro та Bharat Heavy Electricals Limited. Послідовно було спроектовано повністю індійський проект потужністю 220 МВт, і два блоки були побудовані в Калпаккамі в штаті Таміл Наду, названі MAPS-1 і MAPS-2. Конструкція MAPS-1&2 була розроблена на основі RAPS-1&2, з модифікаціями, внесеними відповідно до прибережного розташування, а також запровадженням резервуара для придушення для обмеження пікового тиску захисної оболонки під час аварії з втратою теплоносія (LOCA) замість обливних баків у RAPS-1&2. Крім того, MAPS-1&2 мають часткове подвійне утримання. Ця конструкція була додатково вдосконалена, і всі наступні блоки PHWR в Індії мають подвійну захисну оболонку[2].

IPHWR-540

[ред. | ред. код]

Після завершення проекту IPHWR-220 приблизно в 1984 році під егідою BARC у партнерстві з NPCIL було розпочато більший проект потужністю 540 МВт[3]. Два реактори цієї конструкції були побудовані в Тарапурі, штат Махараштра, починаючи з 2000 року, і перший був введений в експлуатацію 12 вересня 2005 року.

IPHWR-700

[ред. | ред. код]

Пізніше конструкцію IPHWR-540 було модернізовано до 700 МВт з основною метою підвищення ефективності використання палива та розробки стандартизованої конструкції, яка буде встановлена в багатьох місцях по всій Індії в режимі флоту. Дизайн також було оновлено, щоб включити функції покоління III+.

Технічні характеристики

[ред. | ред. код]
Технічні характеристики IPHWR-220 [2] IPHWR-540 [4] [5] [6] [3] IPHWR-700 [7]
Теплова потужність, МВт 754,5 1730 рік 2166
Активна потужність, МВт 220 540 700
ККД, нетто % 27.8 28.08 29.08
Температура теплоносія, °C:
вхід охолоджуючої рідини 249 266 266
вихідний отвір охолоджувача 293.4 310 310
Матеріал первинного теплоносія Важка вода
Матеріал вторинного теплоносія Світла вода
Матеріал модератора Важка вода
Робочий тиск реактора, кг/см 2 (г) 87 100 100
Висота активного сердечника, см 508.5 594 594
Еквівалентний діаметр сердечника, см 451 - 638.4
Середня питома потужність палива 9,24 кВт/кгU - 235 МВт/м 3
Середня щільність потужності активної зони, МВт/м 3 10.13 - 12.1
паливо Спечені натуральні гранули UO 2
Матеріал обшивки труб Циркалой-2 Циркалой-4
ТВЗ 3672 5096 4704 паливні пучки в 392 каналах
Кількість твелів у зборі 19 елементів в 3 кільцях 37 37 елементів в 4 кільцях
Збагачення перевантажувального палива 0,7% U-235
Тривалість паливного циклу, міс 24 12 12
Середнє вигоряння палива, МВт·добу/т 6700 7500 7050
Тяги керування SS/Co Кадмій/SS
Поглинач нейтронів Борний ангідрид Бор
Система відведення залишкового тепла Активний: Вимкнення системи охолодження

Пасив: Природна циркуляція через парогенератори

Активний: Вимкнення системи охолодження

Пасив: Природна циркуляція через парогенератори

і система відведення тепла Passive Decay

Система безпечного впорскування Система аварійного охолодження активної зони

Див. також

[ред. | ред. код]

Примітки

[ред. | ред. код]
  1. ANU SHAKTI: Atomic Energy In India. BARC. Архів оригіналу за 26 червня 2020. Процитовано 15 листопада 2022.
  2. а б Status report 74 - Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220) (PDF). International Automic Energy Agency. 4 квітня 2011. Процитовано 21 березня 2021.{{cite news}}: Обслуговування CS1: Сторінки з параметром url-status, але без параметра archive-url (посилання)
  3. а б Singh, Baitej (July 2006). Physics design and Safety assessment of 540 MWe PHWR (PDF). BARC Newsletter. 270. Архів оригіналу (PDF) за 22 травня 2013. Процитовано 15 листопада 2022.
  4. Soni, Rakesh; Prasad, PN. Fuel technology evolution for Indian PHWRs (PDF). International Atomic Energy Agency.{{cite news}}: Обслуговування CS1: Сторінки з параметром url-status, але без параметра archive-url (посилання)
  5. Muktibodh, U.C (2011). Design, Safety and Operability performances of 220 MWe, 540 MWe and 700 MWe PHWRs in India. Inter-Regional Workshop on Advanced Nuclear Reactor Technology for Near-term Deployment.
  6. Bajaj, S.S; Gore, A.R (2006). The Indian PHWR. Nuclear Engineering and Design. 236 (7–8): 701—722. doi:10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.
  7. Status report 105 - Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700) (PDF). International Atomic Energy Agency. 1 серпня 2011. Процитовано 20 березня 2021.{{cite news}}: Обслуговування CS1: Сторінки з параметром url-status, але без параметра archive-url (посилання)