El IPHWR ( Reactor de agua pesada presurizada de la India ) es una clase de reactores de agua pesada presurizada de la India diseñados por el Centro de Investigación Atómica de Bhabha . [1] El diseño de línea base de 220 MWe se desarrolló a partir de los reactores RAPS-1 y RAPS-2 basados en CANDU construidos en Rawatbhata , Rajasthan. El diseño se amplió posteriormente a diseños de 540 MW y 700 MW . Actualmente hay 17 unidades de varios tipos operativos en varios lugares de la India.
IPHWR-220
Las primeras unidades PHWR construidas en India (RAPS-1 y RAPS-2) son de diseño canadiense CANDU similar al primer reactor canadiense a gran escala construido en Douglas Point, Ontario . Los reactores se instalaron en colaboración con el Gobierno de Canadá. A partir de 1963, 100 MWe RAPS-1 se construyó principalmente con equipos y tecnología suministrados por AECL , Canadá. RAPS-1 se encargó en 1973, pero el cese de la cooperación canadiense a la luz del desarrollo exitoso de armas nucleares por parte de la India como parte de la Operación Buda Sonriente, la puesta en servicio del RAPS-2 solo pudo completarse en 1981, donde algunos elementos del diseño fueron indigenizados por Bhabha Atomic Research Center en asociación con los fabricantes indios Larsen & Toubro y Bharat Heavy Electricals Limited . Sucesivamente, se diseñó un diseño totalmente indio de 220 MWe de capacidad de potencia y se construyeron dos unidades en Kalpakkam en el estado de Tamil Nadu , bautizadas como MAPS-1 y MAPS-2. El diseño de MAPS-1 y 2 se desarrolló a partir de RAPS-1 y 2, con modificaciones realizadas para adaptarse a la ubicación costera y también la introducción de una piscina de supresión para limitar la presión máxima de contención en caso de accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en lugar de rociar los tanques en RAPS-1 y 2. Además, MAPS-1 y 2 tienen doble contención parcial. Este diseño se mejoró aún más y todas las unidades PHWR posteriores en la India tienen doble contención. [2]
Con la experiencia de diseño y operación de unidades anteriores y los esfuerzos de I + D autóctonos, se introdujeron modificaciones importantes en NAPS-1 y 2 . Estas unidades son la base de las unidades PHWR indias estandarizadas posteriormente designadas como IPHWR-220.
El diseño de las unidades posteriores, es decir, KGS-1, KGS-2, RAPS-3, RAPS-4, RAPS-5, RAPS-6, KGS-3 y KGS-4, es de diseño estándar de PHWR indio. Las principales mejoras en estos diseños incluyen un sistema de transporte de calor primario sin válvulas y un concepto de sala de control unificado. Además, el diseño de estas unidades incluyó mejoras en el sistema de control e instrumentación y la incorporación de sistemas basados en computadora para adaptarse al avance de la tecnología.
IPHWR-540
Una vez finalizado el diseño de IPHWR-220, se inició un diseño más grande de 540 MWe alrededor de 1984 bajo los auspicios de BARC en asociación con NPCIL. [3] Se construyeron dos reactores de este diseño en Tarapur, Maharashtra, a partir del año 2000 y el primero se puso en servicio el 12 de septiembre de 2005.
IPHWR-700
El diseño del IPHWR-540 se actualizó posteriormente a 700 MWe con el objetivo principal de mejorar la eficiencia del combustible y desarrollar un diseño estandarizado que se instalará en muchos lugares de la India como un esfuerzo en modo flota. El diseño también se actualizó para incorporar características de Generación III + .
El diseño del PHWR de 700 MWe incluye algunas características, que se introducen por primera vez en los PHWR de la India, que incluyen ebullición parcial en la salida del canal de refrigerante, entrelazado de los alimentadores del sistema de transporte de calor primario, sistema de eliminación de calor de descomposición pasiva, protección regional contra sobrepotencia, rociador de contención sistema, máquina de transferencia de combustible móvil y un revestimiento de acero en la pared de contención interior. [4]
Especificaciones técnicas
Especificaciones | IPHWR-220 [2] | IPHWR-540 [5] [6] [7] [3] | IPHWR-700 [4] |
---|---|---|---|
Potencia térmica, MWth | 754,5 | 1730 | 2166 |
Potencia activa, MWe | 220 | 540 | 700 |
Eficiencia ,% neto | 27,8 | 28.08 | 29.08 |
Temperatura del refrigerante, ° C: | |||
entrada de refrigerante del núcleo | 249 | 266 | 266 |
salida de refrigerante del núcleo | 293,4 | 310 | 310 |
Material refrigerante primario | Agua pesada | ||
Material refrigerante secundario | Agua ligera | ||
Material del moderador | Agua pesada | ||
Presión de funcionamiento del reactor, kg / cm 2 (g) | 87 | 100 | 100 |
Altura del núcleo activo, cm | 508,5 | 594 | 594 |
Diámetro de núcleo equivalente, cm | 451 | - | 638,4 |
Densidad de potencia media del combustible | 9,24 KW / KgU | - | 235 MW / m 3 |
Densidad de potencia media del núcleo, MW / m 3 | 10.13 | - | 12,1 |
Combustible | Pellets de UO 2 naturales sinterizados | ||
Material del tubo de revestimiento | Zircaloy-2 | Zircaloy-4 | |
Conjuntos de combustible | 3672 | 5096 | 4704 haces de combustible en 392 canales |
Número de barras de combustible en conjunto | 19 elementos en 3 anillos | 37 | 37 elementos en 4 anillos |
Enriquecimiento del combustible de recarga | 0,7% U-235 | ||
Duración del ciclo de combustible, meses | 24 | 12 | 12 |
Consumo medio de combustible , MW · día / tonelada | 6700 | 7500 | 7050 |
Barras de control | SS / Co | Cadmio / SS | |
Absorbedor de neutrones | Anhídrido bórico | Boro | |
Sistema de eliminación de calor residual | Activo: Apagar el sistema de enfriamiento Pasiva: Circulación natural a través de generadores de vapor. | Activo: Apagar el sistema de enfriamiento Pasiva: Circulación natural a través de generadores de vapor. y sistema de eliminación de calor de descomposición pasiva | |
Sistema de inyección de seguridad | Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia |
Ver también
- IPHWR-220 , primera versión de la clase de recatadores IPHWR
- IPHWR-700 , generación III + sucesor del diseño IPHWR-220
- CANDU , predecesor de los diseños de PHWR de la India
- AHWR-300 , diseño de PHWR alimentado con torio para el programa de energía nuclear de tres etapas de la India
- Programa de energía nuclear de tres etapas de la India
- Energía nuclear en India
Referencias
- ^ "ANU SHAKTI: energía atómica en la India" . BARC.
- ^ a b "Informe de estado 74 - PHWR indio 220 MWe (IPHWR-220)" (PDF) . Agencia Internacional de Energía Automática . 2011-04-04 . Consultado el 21 de marzo de 2021 .
- ^ a b Singh, Baitej (julio de 2006). "Diseño físico y evaluación de la seguridad de 540 MWe PHWR" (PDF) . Boletín BARC . 270 .
- ^ a b "Informe de estado 105 - PHWR indio de 700 MWe (IPHWR-700)" (PDF) . Organismo Internacional de Energía Atómica . 2011-08-01 . Consultado el 20 de marzo de 2021 .
- ^ Soni, Rakesh; Prasad, PN. "Evolución de la tecnología de combustible para PHWR de la India" (PDF) . Organismo Internacional de Energía Atómica . S. Vijayakumar, AG Chhatre, KPDwivedi.
- ^ Muktibodh, UC (2011). "Rendimiento de diseño, seguridad y operatividad de PHWR de 220 MWe, 540 MWe y 700 MWe en la India". Taller interregional sobre tecnología avanzada de reactores nucleares para su despliegue a corto plazo .
- ^ Bajaj, SS; Gore, AR (2006). "El PHWR indio". Ingeniería y Diseño Nuclear . 236 : 701–722. doi : 10.1016 / j.nucengdes.2005.09.028 .