El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) o AHWR-300 es el último diseño indio para un reactor nuclear de próxima generación que quema torio en su núcleo de combustible. Está previsto que forme la tercera etapa del plan de ciclo de combustible de tres etapas de la India . [1] Se supone que esta fase del plan del ciclo del combustible se construirá a partir de un prototipo de 300MWe en 2016. [2] A partir de 2018, la [actualizar]construcción no ha comenzado y no se ha establecido una fecha firme. [3]
AHWR-300 | |
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Generacion | Reactor de generación III + |
Concepto de reactor | Reactor de agua pesada a presión de torio |
Diseñada por | Centro de Investigaciones Atómicas de Bhabha |
Fabricado por | NPCIL (planificado) |
Estado | En desarrollo |
Principales parámetros del núcleo del reactor. | |
Combustible ( material fisionable ) | 232 Th / 233 U ( MOX ) y 232 Th / 239 Pu ( MOX ) |
Estado de combustible | Sólido |
Espectro de energía de neutrones | Térmico |
Método de control primario | barras de control |
Moderador principal | Agua pesada |
Refrigerante primario | Agua ligera |
Uso del reactor | |
Uso primario | Generacion de electricidad |
Energía (térmica) | 920 MWth |
Energía (eléctrica) | 304 MWe |
Fondo
El Centro de Investigación Atómica de Bhabha (BARC) estableció una gran infraestructura para facilitar el diseño y desarrollo de estos reactores avanzados de agua pesada. Las cosas que se incluirán van desde tecnologías de materiales, componentes críticos, física de reactores y análisis de seguridad. [4] Se han creado varias instalaciones para experimentar con estos reactores. El AHWR es un reactor de agua pesada de tipo tubo a presión. El Gobierno de la India, Departamento de Energía Atómica (DAE), está financiando por completo el desarrollo futuro, el desarrollo actual y el diseño del reactor avanzado de agua pesada. La nueva versión de los reactores avanzados de agua pesada estará equipada con requisitos de seguridad más generales. India es la base de estos reactores debido a las grandes reservas de torio de la India; por lo tanto, está más diseñado para el uso y funcionamiento continuos del AHWR. [5]
Motivación
El torio es tres veces más abundante en la corteza terrestre que el uranio, aunque menos abundante en términos de viabilidad económica para extraer reservas probadas, y la India posee las mayores reservas probadas de cualquier país. [6]
Diseño
El diseño propuesto del AHWR es el de un reactor de energía nuclear moderado por agua pesada que será la próxima generación del tipo PHWR . Se está desarrollando en el Centro de Investigación Atómica de Bhabha (BARC), en Mumbai, India, y tiene como objetivo cumplir los objetivos de utilizar ciclos de combustible de torio para la generación de energía comercial. El AHWR es un reactor de tipo tubo de presión vertical enfriado hirviendo agua ligera en circulación natural. Una característica única de este diseño es un gran tanque de agua en la parte superior del recipiente de contención principal, llamado piscina de agua impulsada por gravedad (GDWP). Este depósito está diseñado para realizar varias funciones de seguridad pasiva .
El diseño general del AHWR es utilizar grandes cantidades de torio y el ciclo del torio . El AHWR es muy parecido al del reactor de agua pesada presurizada (PHWR), ya que comparten similitudes en el concepto de los tubos de presión y los tubos de calandria, pero la orientación de los tubos en el AHWR es vertical , a diferencia de la del PHWR. El núcleo del AHWR tiene 3,5 m de largo y 513 ubicaciones de celosía en un paso cuadrado de 225 mm. El núcleo está dividido radialmente en tres regiones quemadas. El quemado disminuye a medida que se mueve hacia la superficie externa del núcleo. El combustible está ocupado por 452 ubicaciones de celosía y las 37 ubicaciones restantes están ocupadas por el sistema de apagado 1. Este consta de 37 varillas de cierre, 24 ubicaciones son para dispositivos de control reactivo que constan de 8 varillas absorbentes, 8 varillas de ajuste y 8 varillas reguladoras. Al hervir agua ligera a una presión de 7 MPa , se elimina el calor. El objetivo principal de este modelo es conseguir que la potencia total y una distribución de potencia espacial aproximada dentro del núcleo estén dentro de cierto grado de precisión. [7]
El diseño del reactor incorpora tecnologías avanzadas, junto con varias características positivas comprobadas de los reactores de agua pesada presurizada (PHWR) de la India. Estas características incluyen un diseño tipo tubo de presión, moderador de baja presión, reabastecimiento de combustible en funcionamiento, diversos sistemas de apagado de acción rápida y disponibilidad de un gran disipador de calor de baja temperatura alrededor del núcleo del reactor. El AHWR incorpora varias características de seguridad pasiva. Estos incluyen: Eliminación de calor del núcleo a través de la circulación natural; inyección directa de agua del sistema de refrigeración del núcleo de emergencia (ECCS) en el combustible; y la disponibilidad de un gran inventario de agua boratada en la piscina de agua impulsada por gravedad (GDWP) para facilitar el sustento de la eliminación del calor de descomposición del núcleo. La inyección del sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia (ECCS) y el enfriamiento de contención pueden actuar ( SCRAM ) sin invocar ningún sistema activo o acción del operador.
El diseño de la física del reactor está ajustado para maximizar el uso de combustible a base de torio, al lograr un coeficiente de vacío ligeramente negativo . El cumplimiento de estos requisitos ha sido posible mediante el uso de PuO 2 -ThO 2 MOX y ThO 2 - 233 UO 2 MOX en diferentes pines del mismo grupo de combustible, y el uso de un moderador heterogéneo que consiste en carbono amorfo (en los haces de combustible ) y agua pesada en una proporción de 80-20% en volumen. La configuración del núcleo se presta a una flexibilidad considerable y varias soluciones factibles, incluidas las que no requieren el uso de reflectores basados en carbono amorfo, son posibles sin ningún cambio en la estructura del reactor.
Algunas características distintivas de AHWR
- Eliminación de refrigerante de agua pesada a alta presión que reduce las pérdidas por fugas de agua pesada y elimina el sistema de recuperación de agua pesada.
- Recuperación del calor generado en el moderador para el calentamiento del agua de alimentación.
- Eliminación de componentes y equipos principales, como bombas de refrigerante primarias y motores de accionamiento, equipos de control y suministro de energía asociados y el correspondiente ahorro de energía eléctrica necesaria para hacer funcionar estas bombas.
- Canales de refrigerante ensamblados en taller, con características que permiten el reemplazo rápido del tubo de presión solo, sin afectar otros componentes del canal instalados.
- Sustitución de generadores de vapor por bidones de vapor más sencillos.
- Presión de vapor más alta que en los PHWR.
- Producción de 500 m3 / día de agua desmineralizada en Planta Desaladora Multi Efecto mediante vapor de Turbina LP.
- Cien años de vida útil del reactor.
- Un objetivo de diseño de no requerir zona de exclusión debido a sus características de seguridad avanzadas. [8]
Ciclo de combustible
El AHWR en estándar está configurado para ser un ciclo de combustible nuclear cerrado porque esto conducirá a una reducción de la radio-toxicidad. Debido a esto, el AHWR tiene opciones de combustible alternativas, dado que tiene diversos ciclos de combustible. Puede realizar ciclos de combustible de tipos cerrados y de un solo paso. El aspecto general del AHWR está preparado para una alta combustión con combustible a base de torio (BARC, 2013). El torio reciclado que se recupera del reactor se envía de regreso y el plutonio se almacena para usarlo más tarde en un reactor reproductor rápido . [4] El combustible para AHWR sería fabricado por ADVANCED FUEL FABRICATION FACILITY, que está bajo la dirección de BARC Tarapur. AFFF está trabajando actualmente en la producción de barras de combustible PFBR. AFFF se ha asociado con la fabricación de barras de combustible para otros fines de investigación en el pasado. AFFF es la única instalación de producción de combustible nuclear en el mundo que se ha ocupado de uranio, plutonio y torio.
Planes futuros
El gobierno indio anunció en 2013 que construiría un AHWR de 300 MWe con su ubicación por decidir. [9] A partir de 2017, el diseño se encuentra en las etapas finales de validación. [10]
Innovación en seguridad
Los derrumbes nucleares pasados como Chernobyl y Fukushima han hecho que la mejora de la construcción y el mantenimiento de las instalaciones sea crucial. Estos accidentes se produjeron con la participación de reactores de uranio 235 y las malas estructuras de las instalaciones en las que se encontraban. Desde entonces, la Asociación Internacional de Atómicas Nucleares ha intensificado los protocolos en las instalaciones nucleares para evitar que estos accidentes vuelvan a ocurrir. Una de las principales medidas de seguridad para una fusión es la contención de la radiactividad que escapa del reactor. La Defensa en Profundidad (DiD) es un método utilizado en instalaciones nucleares para adquirir la práctica más eficaz de contención radiactiva. El AWHR ha adquirido el proceso de Defensa en Profundidad que se utiliza en reactores al proporcionar una lista de provisiones y equipos necesarios para retener la radiactividad en el núcleo. El método Defense in Depth establece las regulaciones que deben seguirse para reducir los incidentes de errores humanos y el mal funcionamiento de las máquinas. [4]
Los procedimientos son los siguientes:
- Nivel 1: Prevención de funcionamiento anormal y fallas.
- Nivel 2: Control de funcionamiento anormal y detección de fallas.
- Nivel 3: Control de accidentes dentro de la base de diseño.
- Nivel 4: Control de las condiciones graves de la planta, incluida la prevención de la progresión de accidentes y la mitigación de las consecuencias de los accidentes graves.
- Nivel 5: Mitigación de las consecuencias radiológicas de una liberación significativa de materiales radiactivos.
El AWHR es una innovación en la seguridad de las energías renovables, ya que limitará el uso de uranio-235 fisible para la reproducción de uranio-233 fisible a partir del fértil torio-232. Se dice que la extracción de energía nuclear del elemento 90, torio, tiene más energía que el petróleo, el carbón y el uranio del mundo juntos. El AHWR tiene características de seguridad que lo distinguen de los reactores nucleares de agua ligera convencionales. Algunas de estas características consisten en: fuertes sistemas de seguridad, reducción de calor del núcleo a través de un sistema de enfriamiento integrado, múltiples sistemas de apagado y un procedimiento a prueba de fallas que consiste en un veneno que apaga el sistema en el caso de una falla técnica ( FBR). [4] La amenaza potencial que los científicos tratan de evitar en los reactores es la acumulación de calor porque la energía nuclear aumenta cuando reacciona con altas temperaturas, altas presiones y reacciones químicas. El AHWR tiene características que ayudan a reducir la probabilidad de que esto ocurra a través de: coeficientes de reactividad negativos, baja densidad de potencia, bajo exceso de reactividad en el núcleo y selección adecuada de los atributos del material incorporados. [11]
Especificaciones técnicas
Especificaciones | AHWR-300 [12] [13] |
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Potencia térmica, MWth | 920 |
Potencia activa, MWe | 300 |
Eficiencia ,% neto | 30,9 |
Temperatura del refrigerante, ° C: | |
entrada de refrigerante del núcleo | 259,5 |
salida de refrigerante del núcleo | 285 |
Material refrigerante primario | Agua hirviendo ligera |
Material refrigerante secundario | Agua ligera |
Material del moderador | Agua pesada |
Presión de funcionamiento del reactor, MPa (a) | 7 |
Altura del núcleo activo, m | 3,5 |
Diámetro de núcleo equivalente, mm | - |
Densidad de potencia media del combustible, MW / m 3 | - |
Densidad de potencia media del núcleo, MW / m 3 | 10.1 |
Combustible | (Jue, 233 U) MOX y (Jue, 239 Pu) MOX |
Material del tubo de revestimiento | Zircaloy-2 |
Conjuntos de combustible | 452 |
Número de pines en ensamblaje | 54 |
Enriquecimiento del combustible de recarga,% en peso | Anillo 1: (Th, 233 U) MOX / 3.0 Anillo 2: (Th, 233 U) MOX / 3.75 Anillo 3: (Th, 239 Pu) MOX / 4.0 (mitad inferior) 2.5 (mitad superior) |
Duración del ciclo de combustible, días efectivos a plena potencia (EFPD) | 250 |
Consumo medio de combustible de descarga , MW · día / kg | 38 |
Coeficientes de reactividad promediados centrales en rango operativo | |
Temperatura del combustible, Δk / k / ° C | -2,1 x 10 −5 |
Temperatura del canal, Δk / k / ° C | + 2,5 x 10 −5 |
Coeficiente de vacío , Δk / k /% vacío | -5,0 x 10 −5 |
Temperatura del refrigerante, Δk / k / ° C | +4,9 x 10 −5 |
Barras de control | Carburo de boro en SS |
Absorbedor de neutrones | Solución de nitrato de gadolinio |
Sistema de eliminación de calor residual | Activo: condensador Pasivo: condensador de aislamiento en piscina de agua impulsada por gravedad |
Sistema de inyección de seguridad | Pasivo: sistema de refrigeración de emergencia del núcleo |
Ver también
- Reactor CANDU avanzado
- Reactor reproductor
- Reactor de IV generación
- Reactor de agua pesada a presión
- Ciclo de combustible de torio
- Programa de energía nuclear de tres etapas de la India
- Enfoques_paralelos
Referencias
- ^ "Copia archivada" . Archivado desde el original el 27 de enero de 2014 . Consultado el 31 de marzo de 2014 .CS1 maint: copia archivada como título ( enlace )
- ^ "La India está lista para aprovechar los recursos de torio" . Diciembre de 2012.
- ^ Gent, Edd (18 de octubre de 2018). "Por qué India quiere convertir sus playas en combustible nuclear" . BBC .
- ^ a b c d Centro de investigación atómica de Bhabha. (2013). Reactor avanzado de agua pesada (AHWR). Obtenido de http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/AHWR.pdf
- ^ "India diseña un nuevo reactor atómico para la utilización de torio - Indian Express" . El Indian Express . 16 de septiembre de 2009.
- ^ "Torio" .
- ^ Shimjith, SR; Tiwari, AP; Bandyopadhyay, B .; Patil, RK (julio de 2011). "Estabilización espacial del reactor avanzado de agua pesada". Annals of Nuclear Energy . 38 (7): 1545-1558. doi : 10.1016 / j.anucene.2011.03.008 .
- ^ http://dae.nic.in/writereaddata/.pdf_37
- ^ Establecimiento de centrales atómicas en el país. Ago. De 2013
- ^ "Combustible para las ambiciones nucleares de la India" . Internacional de Ingeniería Nuclear. El 7 de abril de 2017 . Consultado el 12 de abril de 2017 .
- ^ Vijayan, PK; Kamble, MT; Nayak, AK; Vaze, KK; Sinha, RK (octubre de 2013). "Funciones de seguridad en centrales nucleares para eliminar la necesidad de planificación de emergencia en el dominio público" . Sadhana . 38 (5): 925–943. doi : 10.1007 / s12046-013-0178-5 .
- ^ "2013 AHWR Design Description (India) ARIS" (PDF) . Organismo Internacional de Energía Atómica . 11 de julio de 2013 . Consultado el 21 de marzo de 2021 .
- ^ Kumar, Arvind; Srivenkatesan, R; Sinha, RK (11 de julio de 2013). "Sobre el diseño de la física del reactor avanzado de agua pesada (AHWR)" (PDF) . Grupo de Desarrollo de Diseño de Reactores, Centro de Investigaciones Atómicas de Bhabha . Consultado el 21 de marzo de 2021 .
enlaces externos
- El reactor avanzado de agua pesada (AHWR) se está diseñando ahora en el Centro de Investigación Atómica de Bhabha
- Reactor avanzado de agua pesada. Septiembre de 2008 [ enlace muerto permanente ] Diseño detallado y diagramas
- http://www.barc.gov.in/reactor/ahwr.pdf