Войти
| Прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах | |
|---|---|
 | |
| Страна | Индия |
| Местоположение | Мадрас |
| Координаты | 12 ° 33'11 ″ N 80 ° 10'24 ″ E / 12,55306 ° N 80,17333 ° E / 12,55306; 80,17333 Координаты : 12 ° 33'11 ″ N 80 ° 10'24 ″ E / 12,55306 ° N 80,17333 ° E / 12,55306; 80,17333 |
| Статус | В стадии строительства |
| Строительство началось | 2004 |
| Стоимость строительства | 5677 крор (795,92 миллиона долларов США) |
| Владелец (ы)) | BHAVINI |
| Оператор (и) | BHAVINI |
| Атомная электростанция | |
| Тип реактора | быстрый размножитель |
| Источник охлаждения | |
| Производство электроэнергии | |
| Паспортная табличка мощность | 500 МВт |
Прототип реактора-размножителя (PFBR ) представляет собой ядерный реактор на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт (эл.), который в настоящее время строится на Мадрасская атомная электростанция в Калпаккам, Индия. Центр атомных исследований им. Индиры Ганди (IGCAR) отвечает за проектирование этого реактора. Объект основан на многолетнем опыте эксплуатации реактора-размножителя на быстрых нейтронах малой мощности (FBTR). Первоначально планировалось ввести в эксплуатацию в 2012 году, но строительство реактора несколько задерживалось. По состоянию на август 2020 года уровень критичности планируется достичь в 2021 году.
В 2007 году планировалось ввести реактор в эксплуатацию в 2010 году, но с 2019 года ожидается, что он достигнет первой критичности в 2020 году. Kalpakkam PFBR предназначен для использовать уран-238 для получения плутония в конструкции быстрого реактора с натриевым теплоносителем. Энергетический остров этого проекта проектируется Bharat Heavy Electricals Limited, крупнейшим поставщиком энергетического оборудования в Индии.
Избыточный плутоний (или уран-233 для тория реакторы) от каждого быстрого реактора можно использовать для установки большего количества таких реакторов и увеличения ядерной мощности в соответствии с потребностями Индии в энергии. PFBR является частью трехэтапной ядерно-энергетической программы..
Индия имеет возможность использовать процессы на основе ториевого цикла для извлечения ядерного топлива. Это имеет особое значение для индийской стратегии производства ядерной энергии, поскольку Индия обладает одним из крупнейших в мире запасов тория, который может обеспечивать электроэнергию более 10 000 лет, а, возможно, и 60 000 лет.
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 установить после 2030 года на площадках, которые будут определены.
В июле 2017 года сообщалось, что реактор находится на окончательной подготовке к выходу из строя. Однако в августе 2020 года сообщалось, что реактор может стать критическим только в декабре 2021 года.
Схематическая диаграмма, показывающая разницу между конструкциями петли и бассейна реактора на быстрых нейтронах на жидких металлах. реактор. Бассейн типа имеет большую тепловую инерцию к изменениям температуры, что, следовательно, дает больше времени для отключения / SCRAM во время аварии с потерей теплоносителя. Реактор представляет собой LMFBR бассейнового типа с 1750 тоннами натрия в качестве теплоносителя. Разработанный для выработки 500 МВт электроэнергии со сроком эксплуатации 40 лет, он будет сжигать смешанное уран-плутониевое МОКС-топливо, смесь PuO. 2и UO. 2. Ожидается выгорание топлива 100 ГВт · сут / т. Завод усовершенствованного изготовления топлива (AFFF), находящийся под управлением BARC, Tarapur, отвечает за производство топливных стержней. AFFF входит в «Совет по ядерной переработке» Центра атомных исследований Бхабхи. В прошлом AFFF отвечал за производство топливных стержней различных типов.
Опытный образец реактора-размножителя на быстрых нейтронах имеет отрицательный коэффициент пустотности, что обеспечивает высокий уровень пассивной ядерной безопасности. Это означает, что когда реактор перегревается (ниже точки кипения натрия), скорость цепной реакции деления уменьшается, что снижает уровень мощности и температуру. Точно так же, прежде чем такое потенциально положительное пустотное состояние может сформироваться из-за полной аварии с потерей теплоносителя, достаточные скорости потока теплоносителя становятся возможными за счет использования обычного инерционного усилия насоса, наряду с множеством входных перфораций, чтобы предотвратить возможные аварийный сценарий одиночной блокировки с остановкой потока теплоносителя. Система отвода остаточного тепла реактора активной безопасности состоит из четырех независимых контуров теплоносителя мощностью 8 МВт каждый. Дополнительные активные средства защиты от возможности положительной обратной связи включают две независимые системы отключения SCRAM, предназначенные для эффективного отключения реакций деления в течение секунды, при этом оставшееся тепло распада необходимо охлаждать в течение нескольких часов с помощью 4 независимых контура.
Тот факт, что PFBR охлаждается жидким натрием, создает дополнительные требования безопасности для изоляции теплоносителя от окружающей среды, особенно в сценарии аварии с потерей теплоносителя, поскольку натрий взрывается, если попадает в контакт с водой и ожоги при контакте с воздухом. Это последнее событие произошло в реакторе Монджу в Японии в 1995 году. Еще одним соображением, связанным с использованием натрия в качестве теплоносителя, является поглощение нейтронов для образования радиоактивного изотопа . Na, который имеет 15-часовой период период полураспада.
