ИПХВР-220
| Класс реактора IPHWR-220 | |
|---|---|
 Атомная электростанция «Кайга», на которой изображены четыре реактора IPHWR-220 | |
| Поколение | Реактор II поколения |
| Концепция реактора | реактор с тяжелой водой под давлением |
| Реакторная линия | IPHWR (индийский реактор на тяжелой воде под давлением) |
| Разработано | Центр атомных исследований имени Бхабхи |
| Изготовлено | PPED, DAE (теперь часть NPCIL ) |
| Статус | 14 Оперативный |
| Основные параметры активной зоны реактора | |
| Топливо ( делящийся материал ) | 235U ( НУ / СЕУ / НОУ ) |
| Состояние топлива | Твердый |
| Спектр энергии нейтронов | Термальный |
| Метод первичного контроля | стержни управления |
| Основной модератор | Тяжелая вода |
| Первичный теплоноситель | Тяжелая вода |
| Использование реактора | |
| Основное использование | Генерация электроэнергии |
| Мощность (тепловая) | 754,5 МВтт |
| Мощность (электрическая) | 220 МВт |
IPHWR -220 ( индийский тяжеловодный реактор под давлением-220 ) — индийский тяжеловодный реактор под давлением, разработанный Центром атомных исследований имени Бхабхи . [1] Это реактор второго поколения , разработанный на основе более ранних реакторов CANDU RAPS-1 и RAPS-2, построенных в Раватбхате , Раджастхан. Он может вырабатывать 220 МВт электроэнергии. В настоящее время в Индии эксплуатируется 14 его блоков в разных местах. Иногда его называют малым модульным реактором из-за его модульности. [2]
Позднее конструкция IPHWR была расширена до конструкций мощностью 540 МВт и 700 МВт , а также конструкции AHWR-300 .
Реакторный парк
| Электростанция | Расположение | Начало операции | Статус |
|---|---|---|---|
| МАПС-1 | Калпаккам , Тамилнад | 27 января 1984 г. | Оперативный |
| МАПС-2 | 21 марта 1986 г. | ||
| НАПС-1 | Нарора , Уттар-Прадеш | 1 января 1991 г. | |
| НАПС-2 | 1 июля 1992 г. | ||
| КАПС-1 | Какрапар , Гуджарат | 6 мая 1993 г. | |
| КАПС-2 | 1 сентября 1995 г. | ||
| РАПС-3 | Раватбхата , Раджастхан | 1 июня 2000 г. | |
| РАПС-4 | 23 декабря 2000 г. | ||
| РАПС-5 | 4 февраля 2010 г. | ||
| РАПС-6 | 31 марта 2010 г. | ||
| КГС-1 | Кайга , Карнатака | 6 ноября 2000 г. | |
| КГС-2 | 6 мая 2000 г. | ||
| КГС-3 | 6 мая 2007 г. | ||
| КГС-4 | 27 ноября 2010 г. |
Технические характеристики
| Технические характеристики | ИПХВР-220 [3] | ИПХВР-540 [4] [5] [6] [7] | ИПХВР-700 [8] |
|---|---|---|---|
| Тепловая мощность, МВтт | 754.5 | 1730 | 2166 |
| Активная мощность, МВт | 220 | 540 | 700 |
| Эффективность , нетто % | 27.8 | 28.08 | 29.08 |
| Температура охлаждающей жидкости, °С: | ? | ||
| вход охлаждающей жидкости активной зоны | 249 | 266 | |
| выход охлаждающей жидкости активной зоны | 293,4 | 310 | |
| Основной охлаждающий материал | Тяжелая вода | ||
| Вторичный охлаждающий материал | Легкая вода | ||
| Модераторский материал | Тяжелая вода | ||
| Рабочее давление реактора, кг/см 2 (изб.) | 87 | 100 | |
| Высота активного ядра, см | 508.5 | 594 | 594 |
| Эквивалентный диаметр сердечника, см | 451 | - | 638.4 |
| Средняя плотность мощности топлива | 9,24 кВт/КгЕ | 235 МВт/м 3 | |
| Средняя удельная мощность активной зоны, МВт/м 3 | 10.13 | 12.1 | |
| Топливо | Спеченные гранулы натурального UO 2 | ||
| Материал оболочки трубы | Циркалой-2 | Циркалой-4 | |
| Топливные сборки | 3672 | 5096 | 4704 пучка твэлов в 392 каналах |
| Количество твэлов в сборке | 19 элементов в 3 кольцах | 37 | 37 элементов в 4 кольцах |
| Обогащение перегружаемого топлива | 0,7% U-235 | ||
| Продолжительность топливного цикла, мес. | 24 | 12 | |
| Среднее выгорание топлива , МВт·сут/тонна | 6700 | 7500 | 7050 |
| Управляющие стержни | СС/Ко | Кадмий/SS | |
| Поглотитель нейтронов | Борный ангидрид | Бор | |
| Система отвода остаточного тепла | Активно: Отключение системы охлаждения Пассивный: Естественная циркуляция через парогенераторы | Активно: Отключение системы охлаждения Пассивный: Естественная циркуляция через парогенераторы и система отвода тепла Passive Decay | |
| Система безопасного впрыска | Система аварийного охлаждения активной зоны | ||
Смотрите также
Ссылки
- ^ "ANU SHAKTI: Atomic Energy In India". BARC. Архивировано из оригинала 2020-06-26 . Получено 2021-03-20 .
- ^ "ARIS - Технические данные". МАГАТЭ .
- ^ "Отчет о состоянии 74 - Индийский PHWR мощностью 220 МВт (IPHWR-220)" (PDF) . Международное агентство автоматической энергетики . 2011-04-04 . Получено 2021-03-21 .
- ^ Сони, Ракеш; Прасад, ПН. «Эволюция топливной технологии для индийских реакторов PHWR» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . С. Виджаякумар, А. Г. Чхатре, К. П. Двиведи.
- ^ Muktibodh, UC (2011). «Характеристики конструкции, безопасности и работоспособности реакторов PHWR мощностью 220 МВт, 540 МВт и 700 МВт в Индии». Межрегиональный семинар по передовым технологиям ядерных реакторов для краткосрочного развертывания .
- ^ Баджадж, СС; Гор, А. Р. (2006). «Индийский PHWR». Ядерная инженерия и проектирование . 236 ( 7–8 ): 701–722 . doi :10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.
- ^ Сингх, Баитедж (июль 2006 г.). "Физическая конструкция и оценка безопасности PHWR мощностью 540 МВт" (PDF) . Информационный бюллетень BARC . 270 . Архивировано из оригинала (PDF) 2013-05-22 . Получено 2021-03-21 .
- ^ "Отчет о состоянии 105 - Индийский PHWR мощностью 700 МВт (IPHWR-700)" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . 2011-08-01 . Получено 2021-03-20 .
