Усовершенствованный тяжеловодный реактор - Википедия - Advanced heavy-water reactor

В усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) последний Индийский проект ядерного реактора следующего поколения, который горит торий в его топливном сердечнике. Планируется сформировать третью очередь в План трехэтапного топливного цикла Индии.[1] Этот этап плана топливного цикла предполагается построить, начиная с прототипа мощностью 300 МВт в 2016 году.[2] По состоянию на 2018 год строительство еще не началось, и точная дата еще не назначена.[3]

Фон

Центр атомных исследований Бхабхи (BARC) создала крупную инфраструктуру для облегчения проектирования и разработки этих усовершенствованных тяжеловодных реакторов. В нее следует включить такие аспекты, как технологии материалов, критические компоненты, физика реактора и анализ безопасности.[4] Для экспериментов с этими реакторами было создано несколько установок. AHWR - это тяжеловодный реактор с трубчатым давлением. Правительство Индии, Департамент атомной энергии (DAE) полностью финансирует будущую разработку, текущую разработку и проектирование усовершенствованного тяжеловодного реактора. Новая версия Advanced Heavy Water Reactors будет оснащена более общими требованиями безопасности. Индия является базой для этих реакторов из-за больших запасов тория в Индии; поэтому он больше приспособлен для непрерывного использования и работы с AHWR.[5]

Мотивация

Дальнейшая информация: Ядерная энергетика на основе тория

Тория в земной коре в три раза больше, чем урана, хотя и в меньшем количестве с точки зрения экономически выгодных для извлечения запасов, при этом Индия обладает крупнейшими доказанными запасами среди всех стран.[6]

Дизайн

Предлагаемая конструкция AHWR - это конструкция с тяжеловодным замедлителем. ядерный энергетический реактор это будет следующее поколение PHWR тип. Разрабатывается в Центр атомных исследований Бхабхи (BARC) в Мумбаи, Индия, и направлена ​​на достижение целей использования ториевые топливные циклы для коммерческой энергетики. AHWR представляет собой реактор вертикального трубчатого типа, охлаждаемый кипящей легкой водой при естественной циркуляции. Уникальной особенностью этой конструкции является большой резервуар с водой на верхней части основного защитного резервуара, называемый гравитационным водным бассейном (GDWP). Этот резервуар предназначен для выполнения нескольких функции пассивной безопасности.

Общая конструкция AHWR предполагает использование большого количества тория и ториевый цикл. AHWR очень похож на реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR), в том, что они имеют общие черты в концепции напорных трубок и трубок каландрии, но ориентация трубок в AHWR вертикальная., в отличие от PHWR. Ядро AHWR имеет длину 3,5 м и имеет 513 решеток с квадратным шагом 225 мм. Активная зона радиально разделена на три области выгорания. Выгорание уменьшается по мере продвижения к внешней поверхности активной зоны. Топливо занято 452 ячейками решетки, а остальные 37 точек заняты системой останова-1. Он состоит из 37 запорных стержней, 24 места для устройств реактивного управления, которые состоят из 8 стержней абсорбера, 8 стержней регулировочных и 8 стержней регулирования. Кипячением легкой воды под давлением 7 МПа., затем тепло удаляется. Основное внимание в этой модели уделяется получению полной мощности и грубого пространственного распределения мощности внутри активной зоны с определенной степенью точности.[7]

Конструкция реактора включает передовые технологии, а также несколько проверенных положительных характеристик индийской реакторы с тяжелой водой под давлением (PHWR). Эти функции включают в себя конструкцию давление типа трубки, низкое давления, замедлитель на-мощности заправки, разнообразно быстродействующее отключение систем, а также наличия большого радиатора с низкой температурой вокруг активной зоны реактора. AHWR включает в себя несколько функций пассивной безопасности. К ним относятся: отвод тепла от ядра за счет естественной циркуляции; непосредственный впрыск воды из системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) в топливо; а также наличие большого количества борированной воды в верхнем гравитационном водном бассейне (GDWP) для поддержания отвода тепла от распада активной зоны. Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) закачка и охлаждение защитной оболочки могут действовать (КАТИСЬ ) без вызова каких-либо активных систем или действий оператора.

Физическая конструкция реактора настроена таким образом, чтобы максимально использовать топливо на основе тория за счет достижения слегка отрицательного коэффициент пустоты. Выполнение этих требований стало возможным благодаря использованию PuO2-ThO2 MOX и ThO2-233UO2 MOX в разных выводах одного и того же топливного кластера, а также использование неоднородного Модератор состоящий из аморфных углерод (в твэлах) и тяжелая вода в соотношении 80–20% по объему. Конфигурация активной зоны обеспечивает значительную гибкость, и несколько возможных решений, включая те, которые не требуют использования отражателей на основе аморфного углерода, возможны без каких-либо изменений в конструкции реактора.

Некоторые отличительные особенности AHWR

  • Исключение тяжеловодного теплоносителя под высоким давлением, что приводит к снижению потерь от утечки тяжелой воды и устранению системы рекуперации тяжелой воды.
  • Рекуперация тепла, выделяемого в замедлителе, для подогрева питательной воды.
  • Устранение основных компонентов и оборудования, таких как насосы теплоносителя первого контура и приводные двигатели, связанное с ними оборудование управления и электропитания и соответствующая экономия электроэнергии, необходимой для работы этих насосов.
  • Собранные на заводе каналы для охлаждающей жидкости с функциями, позволяющими быстро заменить только напорную трубку, не затрагивая другие установленные компоненты канала.
  • Замена парогенераторов на более простые паровые барабаны.
  • Давление пара выше, чем в PHWR.
  • Производство 500 м3 / сутки деминерализованной воды на многоэтапной опреснительной установке с использованием пара от турбины низкого давления.
  • Столетний расчетный ресурс реактора.
  • Конструктивная цель - не требовать запретной зоны из-за ее передовых функций безопасности.[8]

Топливный цикл

Стандартно AHWR настроен на закрытый ядерный топливный цикл потому что это приведет к снижению радиотоксичности. Из-за этого у AHWR есть альтернативные варианты топлива, учитывая, что он имеет различные топливные циклы. Он может выполнять замкнутые и прямоточные топливные циклы. Общий вид AHWR рассчитан на сильное выгорание с торий -основное топливо (BARC, 2013). Рециклированный торий, извлеченный из реактора, затем отправляется обратно, и плутоний хранится для последующего использования в реактор-размножитель на быстрых нейтронах.[4] Топливо для AHWR будет производиться ADVANCED FUEL FABRICATION FABRICATION FACILITY, которое находится под руководством BARC Tarapur. В настоящее время AFFF работает над производством твэлов PFBR. В прошлом AFFF был связан с производством топливных стержней для других исследовательских целей. AFFF - единственное предприятие по производству ядерного топлива в мире, которое имеет дело с ураном, плутонием и торием.

Планы на будущее

В 2013 году правительство Индии объявило, что построит AHWR мощностью 300 МВт, местонахождение которого еще не определено.[9] По состоянию на 2017 год проект находится на финальной стадии утверждения.[10]

Инновации в области безопасности

Прошлые ядерные аварии, такие как Чернобыль и Фукусима, сделали улучшение строительства и обслуживания объектов критически важным. Эти аварии произошли с участием урановых реакторов-235 и плохой конструкции объектов, на которых они находились. С тех пор Международная атомная ядерная ассоциация усилила протоколы на ядерных объектах, чтобы предотвратить повторение этих аварий. Одной из главных мер безопасности при расплавлении является предотвращение выхода радиоактивности из реактора. В Глубокая оборона (DiD) - это метод, используемый на ядерных установках для получения наиболее эффективной практики радиоактивного сдерживания. AWHR приобрела метод глубокой защиты, который используется в реакторах, путем предоставления списка положений и необходимого оборудования для сохранения радиоактивности в активной зоне. Метод «Глубокая защита» устанавливает правила, которым необходимо следовать, чтобы уменьшить количество ошибок, связанных с человеческим фактором, и сбоев в работе оборудования.[4]

Процедуры следующие:

  • Уровень 1: Предотвращение ненормальной работы и сбоев
  • Уровень 2: Контроль ненормальной работы и обнаружение отказа
  • Уровень 3: Контроль аварий в проектных условиях.
  • Уровень 4: Контроль тяжелых условий на станции, включая предотвращение развития аварии и смягчение последствий тяжелых аварий.
  • Уровень 5: Смягчение радиологических последствий значительного выброса радиоактивных материалов.

AWHR - это инновация в области безопасности возобновляемых источников энергии, поскольку она ограничивает использование делящегося топлива. уран-235 для воспроизводства делящегося урана-233 из плодородного тория-232. Считается, что получение ядерной энергии из 90-го элемента тория дает больше энергии, чем мировая нефть, уголь и уран вместе взятые. AHWR имеет характеристики безопасности, которые отличают его от обычных легководных ядерных реакторов. Некоторые из этих функций включают: сильные системы безопасности, снижение тепловыделения от активной зоны за счет встроенной системы охлаждения, несколько систем отключения и безотказный процедура, состоящая из яда, отключающего систему в случае технического сбоя (FBR).[4] Потенциальная угроза, которую ученые пытаются избежать в реакторах, - это накопление тепла, потому что ядерная энергия усиливается, когда она вступает в реакцию с высокими температурами, высоким давлением и химическими реакциями. AHWR имеет функции, которые помогают снизить вероятность такого возникновения за счет: отрицательных коэффициентов реактивности, низкой плотности мощности, низкого избыточного реактивности в активной зоне и правильного выбора встроенных характеристик материала.[11]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ «Архивная копия». Архивировано из оригинал на 2014-01-27. Получено 2014-03-31.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)
  2. ^ «Индия готова к освоению ресурсов тория». Декабрь 2012 г.
  3. ^ Гент, Эдд (18 октября 2018 г.). «Почему Индия хочет превратить свои пляжи в ядерное топливо». BBC.
  4. ^ а б c d Центр атомных исследований им. Бхабхи. (2013). Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR). Извлекаются из http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/AHWR.pdf
  5. ^ «Индия проектирует новый атомный реактор для утилизации тория - Indian Express». Индийский экспресс. 16 сентября 2009 г.
  6. ^ «Торий».
  7. ^ Shimjith, S.R .; Tiwari, A.P .; Bandyopadhyay, B .; Патил, Р. (Июль 2011 г.). «Пространственная стабилизация перспективного тяжеловодного реактора». Анналы атомной энергетики. 38 (7): 1545–1558. Дои:10.1016 / j.anucene.2011.03.008.
  8. ^ http://dae.nic.in/writereaddata/.pdf_37
  9. ^ Создание в стране атомных электростанций. Август 2013 г.
  10. ^ «Топливо для ядерных амбиций Индии». Nuclear Engineering International. 7 апреля 2017 г.. Получено 12 апреля 2017.
  11. ^ Виджаян П. К.; Камбл, Массачусетс; Nayak, A K; Вазе, К К; Синха, Р. К. (октябрь 2013 г.). «Средства безопасности на атомных электростанциях для исключения необходимости аварийного планирования в открытом доступе». Садхана. 38 (5): 925–943. Дои:10.1007 / s12046-013-0178-5.

внешняя ссылка