El Reactor de agua presurizada de la India-900 ( IPWR-900 ) es una clase de reactores de agua presurizada que está siendo diseñado por el Centro de Investigación Atómica de Bhabha (BARC) en asociación con Nuclear Power Corporation of India Limited para complementar el programa de energía nuclear de tres etapas de la India.
IPWR-900 | |
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Generacion | Reactor de generación III + |
Concepto de reactor | reactor de agua a presión |
Línea de reactores | IPWR (reactor de agua presurizada de la India) |
Diseñada por | Centro de Investigaciones Atómicas de Bhabha |
Fabricado por | NPCIL |
Estado | En desarrollo |
Principales parámetros del núcleo del reactor. | |
Combustible ( material fisionable ) | 235 U ( LEU ) |
Estado de combustible | Sólido |
Espectro de energía de neutrones | Térmico |
Método de control primario | barras de control |
Moderador principal | Agua ligera |
Refrigerante primario | Agua ligera |
Uso del reactor | |
Uso primario | Generacion de electricidad |
Energía (térmica) | 2700 MWth |
Energía (eléctrica) | 900 MWe |
Historia
BARC ha desarrollado un reactor compacto de agua ligera de 83 MW conocido como CLWR-B1 para el programa de submarinos de la clase Arihant de la Armada de la India , que incluye un reactor prototipo que opera en Kalpakkam desde 2002 y se puso en funcionamiento en el INS Arihant en 2013. La experiencia obtenida en el El programa de reactores navales se está utilizando para desarrollar un reactor de generación eléctrica comercial de 900 MWe de capacidad. [1]
Para apoyar la capacidad industrial para la fabricación de las grandes piezas forjadas para una vasija de presión del reactor , una unidad pesada forja se ha establecido como una empresa conjunta por la Corporación de Energía Nuclear de la India Limited y el conglomerado de ingeniería india Larsen & Toubro 's filial L & T aceros especiales y Heavy Forgings Limited en Hazira , Gujarat. La empresa conjunta ha instalado una prensa de forja de 9.000 toneladas y planea aumentarla a 17.000 toneladas. [2] [3]
La Junta Reguladora de Energía Atómica, regulador de las actividades nucleares de la India, llevó a cabo la revisión del diseño previo al consentimiento para el diseño en el año fiscal 2015-16. [3]
Diseño
Se prevé que el diseño de IPWR mantenga los elementos comunes de la mayoría de los componentes de la isla no nucleares del diseño con los reactores de agua pesada presurizada IPHWR-700 actualmente en uso para limitar los plazos de diseño y los costos de construcción. El diseño y la configuración del generador de vapor también se adoptarán del diseño IPHWR-700. [4]
El núcleo IPWR consta de 151 conjuntos de combustible dispuestos en un paso hexagonal con 331 ubicaciones de celosía en las que 311 ubicaciones están ocupadas por pasadores de combustible, 18 por tubos de guía de control y 1 por tubo de instrumentación y la ubicación restante en el centro está ocupada por una barra de agua central. Los pasadores de combustible tienen un diámetro exterior de 9,4 mm con un grosor de pared de 0,7 mm. El núcleo contiene 103 conjuntos de grupos de varillas y cada grupo contiene 18 varillas que tienen B 4 C y Dy 2 O 3 · TiO 2 como material de control . Las barras de control se han diseñado para proporcionar coeficientes de reactividad negativos con un margen de parada de 10 mk en estado de potencia cero caliente durante un tiempo prolongado. [5]
IPWR utiliza el compuesto de gadolinio (Gd) Gd 2 O 3 (Gadolinia) como un absorbente de neutrones para la supresión de la reactividad inicial, que es una característica destacada de los diseños modernos de PWR, incluidos EPR y AP1000 . El uso de Gd reduce la concentración de boro disuelto requerida al comienzo del ciclo de combustible y ayuda a mantener el coeficiente de reactividad de temperatura del refrigerante suficientemente negativo en todas las condiciones de operación. [5]
El reactor utilizará una vasija de presión del reactor hecha de acero 20MnMoNi55 [6]. BARC reveló en enero de 2020 que se ha validado un diseño de colector de núcleos que puede manejar un accidente de fusión del núcleo al 100% . [7] [8]
El diseño incluirá características de seguridad de Generación III + como el Sistema de Eliminación de Calor por Decadencia Pasiva , el Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo (ECCS), la Retención de Corium y el Sistema Recolector de Núcleos. [4]
Flota de reactores
El gobierno de la India o NPCIL no han revelado ninguna ubicación o cronograma para la construcción del primer reactor IPWR-900.
Especificaciones técnicas
Especificaciones | IPWR-900 [5] |
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Potencia térmica, MW | 2700 |
Potencia eléctrica, MW | 900 |
Eficiencia ,% neto | |
Presión de vapor, en 100 kPa | |
frente a la turbina | - |
en el primer circuito | - |
Temperatura del agua, ° C: | |
entrada de refrigerante del núcleo | 307,5 |
salida de refrigerante del núcleo | 320 |
Diámetro de núcleo equivalente, m | - |
Altura del núcleo activo, mm | 3600 |
Diámetro exterior de las barras de combustible, mm | 13.16 |
Número de barras de combustible en conjunto | 311 |
Número de conjuntos combustibles | 151 |
Carga de uranio, toneladas | - |
Enriquecimiento medio de uranio ,% | 4.22 |
Consumo medio de combustible , MW · día / kg | 30 |
Consumo máximo de combustible , MW · día / kg | 50 |
Tasa de generación de calor lineal promedio en un pin (W / cm) | 159,6 |
Densidad de potencia (MW / m 3 o KW / litro)) | 87,4 |
Presión del sistema (MPa) | 15,7 |
Duración del ciclo (FPD) | 410 |
Material absorbedor de neutrones quemable en combustible (IFBA) | Di-s 2 O 3 (Gadolinia) |
Control de reactividad | Boro soluble ( H 3 BO 3 en agua) |
Material de la barra de control | B 4 C y Dy 2 O 3 · TiO 2 |
Ver también
- IPHWR , una clase de PHWR indios.
- 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
- AP1000 , reactor similar de origen estadounidense
- EPR , reactor similar de origen europeo
Referencias
- ^ "BARC comienza a trabajar en un reactor de agua a presión de 900 MW" . Business Standard India . Servicio de noticias indoasiático . 12 de agosto de 2013 . Consultado el 11 de abril de 2021 .
- ^ Grover, RB (2017). "Apertura de la cooperación nuclear civil internacional con la India y desarrollos relacionados". Avances en energía nuclear . 101 : 160-167. doi : 10.1016 / j.pnucene.2016.09.016 .
- ^ a b Informe nacional a la Convención sobre Seguridad Nuclear, Séptima Reunión de Examen de las Partes Contratantes, marzo de 2017 (PDF) . Junta Reguladora de Energía Atómica , Gobierno de la India. Agosto de 2016. p. 2 . Consultado el 11 de abril de 2021 .
- ^ a b AB, Mukherjee. "Reactor de agua presurizada indio IPWR" . Foro de Energía de la India (Décimo Cónclave Nuclear).
- ^ a b c Raj, Devesh; Kannan, Umasankari (10 de marzo de 2020). "Estimación de los parámetros de seguridad del ciclo de equilibrio del reactor de agua presurizada de la India (IPWR)" . Ingeniería de seguridad y confiabilidad del ciclo de vida . 9 (2): 129-134. doi : 10.1007 / s41872-020-00115-2 . S2CID 216161923 . Consultado el 11 de abril de 2021 .
- ^ Informe anual 2018-19, Departamento de Energía Atómica (PDF) . Departamento de Energía Atómica, Gobierno de la India. pag. Capítulo 1, página 49 . Consultado el 11 de abril de 2021 .
- ^ Mohanty, Ajit Kumar (26 de enero de 2020). "Dirección del día de la República del Director, BARC" (PDF) . Centro de Investigaciones Atómicas de Bhabha . Consultado el 11 de abril de 2021 .
- ^ "Informe anual DAE 2016-17" (PDF) . Departamento de Energía Atómica, Gobierno de la India : 52.2017.