El prototipo de reactor reproductor rápido ( PFBR ) es un reactor nuclear generador rápido de 500 MWe que se está construyendo actualmente en la central nuclear de Madras en Kalpakkam , India . [2] El Centro Indira Gandhi de Investigaciones Atómicas (IGCAR) es responsable del diseño de este reactor. La instalación se basa en las décadas de experiencia obtenidas con el funcionamiento del Reactor de prueba de reproducción rápida (FBTR) de menor potencia . La construcción del reactor, inicialmente prevista para 2012, sufrió múltiples retrasos. A partir de agosto de 2020 [actualizar], se prevé alcanzar la criticidad en 2021. [3]
PFBR | |
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Generacion | Reactor de generación III + |
Concepto de reactor | Reactor reproductor rápido de plutonio |
Línea de reactores | IFBR (Reactor de reproducción rápida de la India) |
Diseñada por | IGCAR |
Fabricado por | BHAVINI |
Estado | En desarrollo |
Principales parámetros del núcleo del reactor. | |
Combustible ( material fisionable ) | 235 U / 239 Pu ( NEU / 239 Pu / MOX ) |
Estado de combustible | Sólido |
Espectro de energía de neutrones | Rápido |
Método de control primario | barras de control |
Refrigerante primario | Sodio líquido |
Uso del reactor | |
Uso primario | Crianza de 233 U para AHWR-300 y Generación de electricidad |
Energía (térmica) | 1253 |
Energía (eléctrica) | 500 |
Prototipo de reactor reproductor rápido | |
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País | India |
Localización | Madras |
Coordenadas | 12 ° 33′11 ″ N 80 ° 10′24 ″ E / 12.55306 ° N 80.17333 ° ECoordenadas : 12 ° 33′11 ″ N 80 ° 10′24 ″ E / 12.55306 ° N 80.17333 ° E |
Estado | Bajo construcción |
Comenzó la construcción | 2004 |
Fecha de comisión | Octubre de 2022 (previsto) [1] |
Costo de construcción | ₹ 5,850 crore (equivalente a ₹ 170 mil millones o US $ 2,43 mil millones en 2019) [1] |
Propietario (s) | BHAVINI |
Operador (es) | BHAVINI |
Estación de energía nuclear | |
Tipo de reactor | criador rápido |
Fuente de enfriamiento | |
Generación de energía | |
Capacidad de la placa de identificación | 500 MW |
Historia
En 2007, estaba previsto que el reactor comenzara a funcionar en 2010, pero a partir de 2019 se espera que alcance la primera criticidad en 2020. [3] El Kalpakkam PFBR está diseñado para utilizar uranio-238 para producir plutonio en un diseño de reactor rápido refrigerado por sodio. . La isla de energía de este proyecto fue diseñada por Bharat Heavy Electricals Limited , la empresa de equipos de energía más grande de la India. [ cita requerida ]
El plutonio excedente (o uranio-233 para los reactores de torio) de cada reactor rápido puede usarse para instalar más reactores de este tipo y aumentar la capacidad nuclear en sintonía con las necesidades de energía de la India. El PFBR es parte del programa de energía nuclear de tres etapas .
India tiene la capacidad de utilizar procesos basados en el ciclo del torio para extraer combustible nuclear. Esto es de especial importancia para la estrategia de generación de energía nuclear de la India, ya que India tiene una de las mayores reservas de torio del mundo , que podría proporcionar energía durante más de 10.000 años, [4] y quizás hasta 60.000 años. [5] [6]
El diseño de este reactor se inició en la década de 1980, como prototipo de un FBR de 600 MW. La construcción de los dos primeros FBR está prevista en Kalpakkam, después de un año de funcionamiento satisfactorio del PFBR. Está previsto que se realicen otras cuatro FBR más allá de 2030, en sitios por definir. [7]
En julio de 2017, se informó que el reactor está en preparación final para entrar en estado crítico. [8] Sin embargo, en agosto de 2020, se informó que el reactor podría entrar en estado crítico solo en diciembre de 2021. [9]
En febrero de 2021, se gastaron alrededor de ₹ 5,850 crore (equivalente a ₹ 170 mil millones o US $ 2,43 mil millones en 2019) en la construcción y puesta en servicio del reactor. Ahora se espera que el reactor esté operativo en octubre de 2022. [1]
Detalles técnicos
El reactor es un tipo de piscina LMFBR con 1.750 toneladas de sodio como refrigerante. Diseñado para generar 500 MWe de energía eléctrica, con una vida útil de 40 años, quemará un combustible MOX mixto de uranio-plutonio , una mezcla de PuO
2y UO
2. Se espera un consumo de combustible de 100 GWd / t. La Planta de Fabricación Avanzada de Combustible (AFFF), bajo la dirección de BARC , Tarapur , es responsable de la fabricación de barras de combustible. AFFF pertenece a la "Junta de Reciclaje Nuclear" del Centro de Investigación Atómica de Bhabha. AFFF ha sido responsable de la fabricación de barras de combustible de varios tipos en el pasado.
Consideraciones de seguridad
El prototipo de reactor reproductor rápido tiene un coeficiente de vacío negativo , lo que garantiza un alto nivel de seguridad nuclear pasiva . Esto significa que cuando el reactor se sobrecalienta (por debajo del punto de ebullición del sodio), la velocidad de la reacción en cadena de fisión disminuye, bajando el nivel de potencia y la temperatura. [10] De manera similar, antes de que se pueda formar una condición de vacío positivo de este tipo a partir de un accidente de pérdida total de refrigerante , el uso de la inercia de la bomba convencional, junto con múltiples perforaciones de entrada, posibilita caudales de refrigerante suficientes para evitar el posible escenario de accidente de un solo bloqueo detiene el flujo de refrigerante. [11] El sistema de eliminación de calor de desintegración del reactor de seguridad activa consta de cuatro circuitos de refrigerante independientes de 8 MWt de capacidad cada uno. [12] Otras defensas activas contra la posibilidad de retroalimentación positiva incluyen dos sistemas de apagado SCRAM independientes , diseñados para apagar las reacciones de fisión de manera efectiva en un segundo, y el calor de desintegración restante necesita ser enfriado durante varias horas por los 4 circuitos independientes .
El hecho de que el PFBR se enfríe con sodio líquido crea requisitos de seguridad adicionales para aislar el refrigerante del medio ambiente, especialmente en un escenario de accidente por pérdida de refrigerante , ya que el sodio explota si entra en contacto con el agua y se quema cuando entra en contacto con el aire. Este último evento ocurrió en el reactor de Monju en Japón en 1995. Otra consideración con el uso de sodio como refrigerante es la absorción de neutrones para generar el isótopo radiactivo.24Na , que tiene una vida media de 15 horas. [13]
Especificaciones técnicas
Especificaciones | PFBR [14] [15] [16] [17] |
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Potencia térmica, MW | 1253 |
Potencia activa, MW | 500 |
Eficiencia ,% neto | 39,9 |
Temperatura del refrigerante, ° C: | |
entrada de refrigerante del núcleo | 397 |
salida de refrigerante del núcleo | 547 |
Material refrigerante primario | Sodio líquido |
Altura del núcleo activo, cm | 111 |
Diámetro de núcleo equivalente, mm | 1900 |
Densidad de potencia media del combustible, MW / m 3 | 416 |
Densidad de potencia media del núcleo, MW / m 3 | - |
Combustible | dos zonas de enriquecimiento de 20,7 y 27,7% en peso de PuO 2 en la mezcla de PuO 2 y UO 2 |
Material del tubo de revestimiento | 20% CW D9 |
Conjuntos de combustible | 85 de 20,7% PuO 2 96 de 27,7% PuO 2, |
Número de pines en ensamblaje | 217 |
Enriquecimiento del combustible de recarga | |
Duración del ciclo de combustible, días efectivos a plena potencia (EFPD) | 250 |
Consumo medio de combustible , GW · día / t | 134 |
Barras de control | B 4 C Carburo de boro |
Absorbedor de neutrones | B 4 C Carburo de boro |
Ver también
- FBR-600 Variante comercial del diseño PFBR
- Programa de energía nuclear de tres etapas de la India
Referencias
- ^ a b c "Lok Sabha Unstarred Question No. 330, Budget Session 2021" (PDF) . Departamento de Energía Atómica, Gobierno de la India . 3 de febrero de 2021 . Consultado el 18 de abril de 2021 .
- ^ Baldev Raj, SC Chetal y P. Chellapandi (8 de enero de 2010). "Grandes expectativas" . Internacional de Ingeniería Nuclear .
- ^ a b "El gobierno indio toma medidas para volver a encarrilar la energía nuclear" . noticias nucleares mundiales . Asociación Nuclear Mundial. 11 de febrero de 2019.
- ^ Chris Rhodes (26 de febrero de 2012). "El torio puede alimentar la civilización durante más de 3000 años" . Consultado el 23 de marzo de 2012 .
- ^ MacKay, David JC (20 de febrero de 2009). Energía sostenible, sin aire caliente . UIT Cambridge Ltd. p. 166 . Consultado el 23 de marzo de 2012 .
- ^ Rodricks, Dan (9 de mayo de 2011). "Martillo de propulsión nuclear de Thor" . El Sol de Baltimore . Consultado el 23 de marzo de 2012 .
- ^ "India planea construir seis reactores reproductores más rápidos" . The Economic Times . 1 de diciembre de 2015 . Consultado el 15 de diciembre de 2015 .
- ^ "Reactor nuclear en Kalpakkam: envidia del mundo, orgullo de la India" . Los tiempos de la India . 26 de noviembre de 2017 . Consultado el 2 de julio de 2017 .
- ^ "El primer prototipo de reactor de reproducción rápida de la India tiene una nueva fecha límite. ¿Debemos confiar en él?" .
- ^ Raj, Baldev (30 de octubre de 2009). "Diseño de robustez y adecuación de la seguridad del reactor reproductor rápido de la India". Ciencia y seguridad global . 17 (2-3): 194-196. doi : 10.1080 / 08929880903451397 .
- ^ Raj, Baldev (30 de octubre de 2009). "Diseño de robustez y adecuación de la seguridad del reactor reproductor rápido de la India". Ciencia y seguridad global . 17 (2-3): 194-196. doi : 10.1080 / 08929880903451397 .
- ^ "Diseño de Prototipo de Reactor Reproductor Rápido de 500 MWe" (PDF) . Archivado desde el original (PDF) el 17 de abril de 2012 . Consultado el 17 de abril de 2012 .
- ^ Busse, JG (abril de 1978). "El criador lento hace su propio combustible nuclear" . Ciencia popular . 212 (4). págs. 89–91, 200, 202.
- ^ "Aspectos destacados de BARC, tecnología e ingeniería de reactores" (PDF) . Centro de Investigaciones Atómicas de Bhabha . Consultado el 21 de marzo de 2021 .
- ^ Choudhry, Nakul; Riyas, A (febrero de 2013). "Estudios de quemado de núcleos en 3D en un reactor reproductor rápido prototipo indio de 500 MWe para lograr un quemado de núcleos mejorado" . Ingeniería y Diseño Nuclear . Volumen 255: 359–367. doi : 10.1016 / j.nucengdes.2012.11.011 .
|volume=
tiene texto extra ( ayuda ) - ^ Devan, K (2008). "Un nuevo diseño físico de barras de seguridad de control para prototipo de reactor reproductor rápido" . Annals of Nuclear Energy . 35 : 1484-1491. doi : 10.1016 / j.anucene.2008.01.013 .
- ^ Lee, SM; Govindarajan, S; Indira, R. (1996). "Diseño conceptual del núcleo PFBR" (PDF) . IAEA-TECDOC . Agencia Internacional de Energía Atómica. 907 .
enlaces externos
- "Kalpakkam PFBR se completará antes de lo previsto; 4 más para 2020" . El hindú . 7 de septiembre de 2005.
- El diseño del prototipo de reactor reproductor rápido , ingeniería y diseño nuclear, abril de 2006