Прототип быстрого реактора-размножителя - Википедия - Prototype Fast Breeder Reactor

Прототип быстрого реактора-размножителя
СтранаИндия
Место расположенияМадрас
Координаты12 ° 33′11 ″ с.ш. 80 ° 10′24 ″ в.д. / 12,55306 ° с.ш. 80,17333 ° в. / 12.55306; 80.17333Координаты: 12 ° 33′11 ″ с.ш. 80 ° 10′24 ″ в.д. / 12,55306 ° с.ш. 80,17333 ° в. / 12.55306; 80.17333
Положение делВ разработке
Строительство началось2004
Стоимость строительства₹5677 крор (795,92 млн долларов США)
Владелец (и)БХАВИНИ
Оператор (ы)БХАВИНИ
Атомная электростанция
Тип реакторабыстрый заводчик
Источник охлаждения
Выработка энергии
Паспортная мощность500 МВт
[редактировать в Викиданных ]

В Прототип быстрого реактора-размножителя (ПФБР) составляет 500 МВт быстрый заводчик ядерный реактор, строящийся в настоящее время на Мадрасская атомная электростанция в Калпаккам, Индия.[1] В Центр атомных исследований Индиры Ганди (IGCAR) отвечает за проектирование этого реактора. Объект основан на многолетнем опыте работы на малой мощности. Испытательный реактор на быстрых нейтронах (FBTR). Первоначально планировалось ввести в эксплуатацию в 2012 году, но строительство реактора несколько задерживалось. По состоянию на август 2020 г., достижение критичности планируется в 2021 году.[2]

История

В 2007 году планировалось ввести реактор в эксплуатацию в 2010 году, но с 2019 года ожидается, что он достигнет первой критичности в 2020 году.[2] В Калпаккам PFBR предназначен для использования уран-238 разводить плутоний в реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем дизайн. Энергетический остров этого проекта разрабатывает Bharat Heavy Electricals Limited, крупнейшее предприятие по производству энергетического оборудования в Индии.[нужна цитата ]

Избыточный плутоний (или уран-233 для ториевых реакторов) от каждого быстрого реактора можно использовать для установки большего количества таких реакторов и увеличения ядерной мощности в соответствии с потребностями Индии в энергии. ПФБР является частью трехэтапная ядерно-энергетическая программа.

Индия имеет возможность использовать ториевый цикл основанные на процессах извлечения ядерного топлива. Это имеет особое значение для индийской стратегии производства ядерной энергии, поскольку Индия занимает одно из первых мест в мире. крупнейшие запасы тория, который мог обеспечивать электроэнергию более 10 000 лет,[3] и, возможно, до 60 000 лет.[4][5]

Проектирование этого реактора было начато в 1980-х годах в качестве прототипа реактора FBR мощностью 600 МВт. Строительство первых двух FBR планируется в Калпаккаме после года успешной эксплуатации PFBR. Следующие четыре FBR планируется реализовать после 2030 года на участках, которые будут определены позднее.[6]

В июле 2017 года сообщалось, что реактор находится на окончательной подготовке к выходу из строя.[7] Однако в августе 2020 года сообщалось, что реактор может выйти из строя только в декабре 2021 года.[8]

Технические детали

Схематическая диаграмма, показывающая разницу между конструкциями петли и бассейна жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах. Тип бассейна имеет большую тепловая инерция к изменениям температуры, что дает больше времени для отключения /КАТИСЬ во время авария с потерей теплоносителя ситуация.

Реактор - это тип бассейна LMFBR с 1750 тоннами натрия в качестве охлаждающей жидкости. Разработан для производства 500МВт электроэнергии, со сроком эксплуатации 40 лет, он будет сжигать смешанный уран-плутониевый МОКС-топливо, смесь PuO
2 и UO
2. Ожидается выгорание топлива 100 ГВт · сут / т. Завод по изготовлению перспективного топлива (AFFF) под руководством BARC, Тарапур, отвечает за изготовление твэлов. AFFF входит в «Совет по ядерной переработке» Центра атомных исследований Бхабхи. В прошлом AFFF отвечал за производство топливных стержней различных типов.

Соображения безопасности

Опытный образец реактора-размножителя на быстрых нейтронах имеет отрицательный коэффициент пустоты, тем самым обеспечивая высокий уровень пассивная ядерная безопасность Это означает, что при перегреве реактора (ниже точки кипения натрия) скорость цепной реакции деления снижается, понижая уровень мощности и температуру.[9] Точно так же, прежде чем такое потенциальное положительное пустотное состояние может сформироваться из полного авария с потерей теплоносителя достаточные скорости потока охлаждающей жидкости становятся возможными благодаря использованию обычного инерционного насоса, наряду с множеством входных отверстий, для предотвращения возможного сценария аварии, когда поток охлаждающей жидкости останавливается из-за одиночной блокировки.[10]Реактор активной безопасности спад тепла Система отвода состоит из четырех независимых контуров теплоносителя мощностью 8 МВт каждый.[11] Дальнейшая активная защита от возможности положительной обратной связи включает два независимых КАТИСЬ системы отключения, предназначенные для эффективного отключения реакций деления в течение секунды, при этом остающееся остаточное тепло необходимо охлаждать в течение нескольких часов с помощью 4 независимых контуров.

Тот факт, что PFBR охлаждается жидким натрием, создает дополнительные требования безопасности для изоляции теплоносителя от окружающей среды, особенно в авария с потерей теплоносителя сценарий, так как натрий взрывается при контакте с водой и горит при контакте с воздухом. Последнее событие произошло в Реактор Монжу в Японии в 1995 году. Еще одним соображением при использовании натрия в качестве хладагента является поглощение нейтронов с образованием радиоактивного изотопа. 24
Na, который имеет 15-часовой период полураспада.[12]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Балдев Радж, С.С. Четал и П. Челлапанди (8 января 2010 г.). "Большие ожидания". Nuclear Engineering International.
  2. ^ а б «Индийское правительство предпринимает шаги, чтобы вернуть ядерную энергию в нужное русло». мировые ядерные новости. Всемирная ядерная ассоциация. 11 февраля 2019.
  3. ^ Крис Родс (26 февраля 2012 г.). «Торий может питать цивилизацию более 3000 лет». Получено 23 марта 2012.
  4. ^ Маккей, Дэвид Дж. С. (20 февраля 2009 г.). Устойчивая энергетика - без горячего воздуха. UIT Cambridge Ltd. стр. 166. Получено 2012-03-23.
  5. ^ Родрикс, Дэн (9 мая 2011 г.). «Атомный молот Тора». Балтимор Сан. Получено 23 марта 2012.
  6. ^ «Индия планирует построить еще шесть быстрых реакторов-размножителей». The Economic Times. 1 декабря 2015 г.. Получено 15 декабря 2015.
  7. ^ «Ядерный реактор в Калпаккаме: зависть мира, гордость Индии». Таймс оф Индия. 2017-11-26. Получено 2 июля 2017.
  8. ^ «У первого прототипа индийского реактора-размножителя на быстрых нейтронах новый срок. Стоит ли ему доверять?».
  9. ^ Радж, Балдев (30 октября 2009 г.). «Проектная надежность и безопасность индийского реактора-размножителя на быстрых нейтронах». Наука и глобальная безопасность. 17 (2–3): 194–196. Дои:10.1080/08929880903451397.
  10. ^ Радж, Балдев (30 октября 2009 г.). «Проектная надежность и безопасность индийского реактора-размножителя на быстрых нейтронах». Наука и глобальная безопасность. 17 (2–3): 194–196. Дои:10.1080/08929880903451397.
  11. ^ «Проект прототипа быстрого реактора-размножителя мощностью 500 МВт» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2012-04-17. Получено 2012-04-17.

внешняя ссылка