Войти
Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) - новейший Индийский проект ядерного реактора нового поколения, сжигающего торий в своей топливной активной зоне. Планируется, что он станет третьим этапом индийского трехступенчатого плана топливного цикла. Предполагается, что этот этап плана топливного цикла будет построен, начиная с прототипа мощностью 300 МВт в 2016 году. По состоянию на 2018 год строительство еще не началось, и точная дата не установлена.
Центр атомных исследований им. Бхабхи (BARC) создал крупную инфраструктуру для облегчения проектирования и разработки этих усовершенствованных реакторов на тяжелой воде. В него следует включить такие аспекты, как технологии материалов, критические компоненты, физика реактора и анализ безопасности. Для экспериментов с этими реакторами было создано несколько установок. AHWR - это тяжеловодный реактор с трубчатым давлением. Правительство Индии, Министерство 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; следовательно, он больше приспособлен для непрерывного использования и работы с AHWR.
Тория в земной коре в три раза больше, чем урана, хотя и в меньшей степени с точки зрения экономической целесообразности
Предлагаемая конструкция AHWR - это конструкция ядерного энергетического реактора с тяжеловодным замедлителем это будет следующее поколение типа PHWR. Он разрабатывается в Центре атомных исследований Бхабха (BARC) в Мумбаи, Индия, и направлен на достижение целей использования ториевых топливных циклов для промышленного производства электроэнергии. 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 функций пассивной безопасности.
Общая конструкция AHWR рассчитана на использование большого количества тория и ториевого цикла. 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 труб 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. Затем путем кипячения легкой воды под давлением 7 МПа удаляют тепло. Основная цель этой модели - получить общую мощность и грубое пространственное распределение мощности внутри активной зоны с определенной степенью точности.
Конструкция реактора включает передовые технологии, а также несколько проверенных положительных характеристик индийских реакторы на тяжелой воде 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 сердечника 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) впрыск и охлаждение защитной оболочки могут действовать (SCRAM ) без вызова каких-либо активных систем или действий оператора.
Физическая конструкция реактора настроена на максимальное использование топлива на основе тория за счет достижения слегка отрицательного пустотного коэффициента. Выполнение этих требований стало возможным благодаря использованию PuO 2 -ThO 2 MOX и ThO 2 -UO 2MOX в различных выводах. того же топливного кластера, и использование гетерогенного замедлителя, состоящего из аморфного углерода (в пучках твэлов) и тяжелой воды в объеме 80–20% соотношение. 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.
Стандартно AHWR настроен на замкнутый 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 использованием топлива на основе тория (BARC, 2013). Рециклированный торий, который извлекается из реактора, затем отправляется обратно, а плутоний хранится для последующего использования в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах. Топливо для AHWR будет производиться ADVANCED FUEL FABRICATION FABRICATION FACILITY, которое находится под руководством BARC Tarapur. AFFF в настоящее время 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.
Правительство Индии объявило в 2013 году, что построит AHWR мощностью 300 МВт, местонахождение которого будет определено. По состоянию на 2017 год проект находится на заключительной стадии утверждения.
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 установках, чтобы предотвратить повторение этих аварий. Одной из главных мер безопасности при расплавлении является предотвращение выхода радиоактивности из реактора. Глубокая защита (DiD) - это метод, используемый на ядерных объектах для получения наиболее эффективных методов 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, которые необходимо соблюдать, чтобы уменьшить количество человеческих ошибок и сбоев в работе оборудования.
Процедуры следующие:
AWHR представляет собой нововведение в области безопасности возобновляемых источников энергии, поскольку оно ограничивает использование делящегося урана -235 на воспроизводство 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: надежные системы безопасности, снижение тепловыделения от активной зоны за счет встроенной системы охлаждения, несколько систем отключения и отказоустойчивую процедуру, состоящую из яда, отключающего систему в случай технической неисправности (FBR). 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 этого явления за счет: отрицательных коэффициентов реактивности, низкой плотности мощности, низкого избыточного реактивности в активной зоне и правильного выбора характеристик материала.
