IPHWR
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.
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].
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.
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 | 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 | ||
- CANDU, попередник індійських конструкцій PHWR
- Ядерна енергетика Індії
- ↑ ANU SHAKTI: Atomic Energy In India. BARC. Архів оригіналу за 26 червня 2020. Процитовано 15 листопада 2022. [Архівовано 2020-06-26 у Wayback Machine.]
- ↑ 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) [Архівовано 2022-05-17 у Wayback Machine.] - ↑ 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. [Архівовано 2013-05-22 у Wayback Machine.]
- ↑ 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) - ↑ 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.
- ↑ 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.
- ↑ 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) [Архівовано 2023-04-17 у Wayback Machine.]