IPHWR-700

IPHWR-700
IPHWR-700 원자로 클래스
PHWR under Construction at Kakrapar Gujarat India.jpg
인도 구자라트 주에 건설 중인 카크라 원자력 발전소 3, 4호기
시대제3세대 원자로
원자로 개념가압 중수로
원자로 선로IPHWR (IPHWR)
설계자바바 원자력 연구소
제조자NPCIL
상황
  • 1 완료
  • 5 공사중
  • 10개의 계획
원자로 노심의 주요 파라미터
연료(분열성 물질)235U(NU/SEU/LEU)
연료 상태단단한
중성자 에너지 스펙트럼온도
일차 제어 방식제어봉
프라이머리 모델레이터중수
1차 냉각수중수
원자로 사용 현황
주요 용도발전
전력(열)2166 MWth
전원(전기)700 MWe

IPHWR-700(인도 가압 중수형 원자로-700)은 인도 바바 원자력 연구 [1]센터가 설계한 가압 중수형 원자로이다.초기 CANDU 기반 220 MW 및 540 MW 설계에서 개발된 III세대 원자로이다.그것은 700MW의 전기를 생산할 수 있다.현재 건설 중인 유닛은 6대, 추가로 10대가 계획되어 있으며 비용은 1조 5천억 INR(총 140억 달러 또는 kWe당 2000달러)입니다.

발전

PHWR 기술은 1960년대 후반 라자스탄의 CANDU 원자로인 RAPS-1을 건설하면서 인도에 도입되었다.첫 번째 유닛의 모든 주요 부품은 캐나다에 의해 공급되었습니다.인도는 건설, 설치, 시운전 등을 했다.1974년 인도는 첫 핵무기 실험인 '미소 부처'를 시행한 뒤 캐나다에 대한 지원을 중단했다.이로 인해 1981년까지 [2]RAPS-2의 시운전이 지연되었다.

캐나다가 프로젝트에서 손을 뗀 후, 인도 바바 원자력 연구 센터와 인도 원자력 발전 회사(NPCIL)의 연구, 설계 및 개발 작업을 통해 인도는 지원 없이 사업을 진행할 수 있었다.몇몇 산업 파트너들은 제조와 건설 일을 했다.40년 이상에 걸쳐 토종 설계의 220MW 원자로 15기가 건설되었다.원래의 CANDU 설계가 개선되어 건설 시간과 비용이 절감되었습니다.새로운 안전 시스템이 통합되었다.신뢰성이 향상되어 용량 요인의 향상과 비용 절감이 실현되었습니다.

규모의 경제를 얻기 위해 NPCIL은 540 MW의 설계를 개발했습니다.그 중 두 개는 타라푸르 원자력 발전소에서 건설되었다.

540 MW PHWR 설계는 과도한 열 여유도를 활용하도록 재설계한 후, 많은 설계 변경 없이 700 MW 용량을 달성했습니다.이 자체 설계된 원자로의 거의 100%는 인도 [3]산업에 의해 제조된다.

설계.

Haryana GCNEP Office에 설치된 I-PHWR700 모델

다른 가압 중수로와 마찬가지로 IPHWR-700은 냉각수 및 중성자 감속재로 중수(산화중수소, DO2)를 사용한다.이 설계에는 다음과 [4]같은 다른 표준화된 인도 PHWR 장치의 기능이 유지됩니다.

  • 2개의 다양하고 빠르게 작동하는 셧다운 시스템
  • 원자로 건물의 이중 격납
  • 물이 찬 칼란드리아 금고
  • 내장 칼란드리아 – 엔드 실드 어셈블리
  • 각 칼란드리아 튜브에서 분리된 Zr-2.5% Nb 압력 튜브
  • 압력 튜브 누출을 모니터링하기 위해 이산화탄소가 채워진 캘런드리아 튜브(순환)

또한 다음과 같은 몇 가지 새로운 기능도 있습니다.

  • 냉각수 채널 출구에서 부분 비등
  • 일차 열수송 시스템 피더의 인터리빙
  • 패시브 붕괴열 제거 시스템
  • 과잉 전력으로부터의 지역 보호
  • 격납용기 스프레이 시스템
  • 이동식 연료 이송기
  • 강철 라이닝 격납벽

그 원자로는 과잉반응성이 적다.따라서 연료나 감속재 내부에 중성자 독이 필요하지 않다.이러한 설계는 후쿠시마 제1원자력발전소 [5]사고와 같은 냉각재 상실 사고의 경우를 다룬다.

작동

원자로 연료는 지르칼로이-4 피복재를 사용한 천연 우라늄 연료를 사용한다.코어는 2166MW의 열을 발생시키며, 이는 열 효율 32%로 700MW의 전기로 변환됩니다.원자로 내부의 과잉반응성이 적기 때문에 운전 중에 지속적으로 연료를 주입할 필요가 있다.그 원자로는 약 40년의 [6]수명을 갖도록 설계되었다.

카크라파 원자력 발전소의 3호기는 2021년 [7]1월 10일에 그리드에 연결되었다.

원자로 함대

IPHWR-700 원자로 함대
발전소 위치 교환입니다. 단위 총 용량
 상황 작업시작
가동중
KAPS-3 카크라파르, 구자라트 주 NPCIL 700 x 1 700 동작중 2021년[7][8]
건설중
KAPS-4 카크라파르, 구자라트 주 NPCIL 700 x 1 700 공사중 2021년[needs update]
RAPS-7 라자스탄 주 700 x 2 1400 2022년[9]
RAPS-8
GHAVP-1 고라크푸르, 하리아나 700 x 2 1400 2025년[9][10]
GHAVP-2
계획되어 있다
마히 반스와라 1호 반스와라, 라자스탄 NPCIL 700 x 4 2800 공사시작
2024년 예정		 미정
마히 반스와라 2
마히 반스와라 3
마히 반스와라 4
KGS-5 카르나타카 주 700 x 2 1400 공사시작
2023년으로 계획되었다
KGS-6
추트카 1호 마디야프라데시 주 700 x 2 1400 공사시작
2025년에 계획되다
추트카 2
GHAVP-3 고라크푸르, 하리아나 700 x 2 1400 공사시작
2024년 예정
GHAVP-4

기술사양

사양 IPHWR-220[12] IPHWR-540[13][14][15][16] IPHWR-700[17]
열출력, MWh 754.5 1730 2166
활성 전원, MWe 220 540 700
효율, 순 % 27.8 28.08 32.00
냉각수 온도(°C):
노심 냉각수 입구 249 266 266
노심 냉각수 출구 293.4 310 310
일차 냉각수 재료 중수
보조 냉각수 재료 경수
주최자재 중수
원자로 작동 압력, kg2/cm (g) 87 100 100
액티브 코어 높이(cm) 508.5 594 594
등가 코어 직경(cm) 451 – 638.4
평균 연료 출력 밀도 9.24 KW/KgU 235 MW/m3
평균 코어 전력 밀도(MW/m3) 10.13 12.1
연료 소결 천연 UO2 펠릿
피복관재 지르칼로이-2 지르칼로이-4
연료 어셈블리 3672 5096 392채널에 4704개의 연료다발
어셈블리 내 연료 로드 수 3개의 링에 19개의 요소 37 4개의 링에 37개의 요소
재장전 연료 농축 0.7% U-235
연료 주기 길이(개월) 24 12 12
평균 연료 연소율(MW, 일/톤) 6700 7500 7050
제어봉 SS/Co 카드뮴/SS
중성자 흡수체 무수 붕소 붕소
잔류열 제거 시스템 액티브: 냉각 시스템 셧다운

수동형 : 증기발생기를 통한 자연순환

 액티브: 냉각 시스템 셧다운

수동형 : 증기발생기를 통한 자연순환

및 패시브 붕괴 열 제거 시스템

안전주입시스템 비상 노심 냉각 시스템

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ "ANU SHAKTI: Atomic Energy In India". BARC.
  2. ^ "Rajasthan Atomic Power Station (RAPS)". Nuclear Threat Initiative. 1 September 2003. Retrieved 18 February 2017.
  3. ^ "Pressurised Heavy Water Reactor". PIB. Dr. S Banerjee.
  4. ^ "Status report 105 – Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)" (PDF). IAEA.
  5. ^ "Advanced Large Water Cooled Reactors" (PDF). IAEA.
  6. ^ "Advanced Large Water Cooled Reactors" (PDF). IAEA.
  7. ^ a b "Unit 3 of Kakrapar nuclear plant synchronised to grid". Live Mint. 10 January 2021. Retrieved 18 January 2021.
  8. ^ "Bright prospects for India's future fleet". Nuclear Engineering International. Retrieved 13 April 2020.
  9. ^ a b "Annual Report 2018-19 DAE" (PDF). Department of Atomic Energy. Retrieved 13 February 2020.
  10. ^ Market, Capital (2 January 2019). "First phase Gorakhpur Haryana Atomic Power Plant expected to be completed in 2025". Business Standard India. Business Standard. Retrieved 2 January 2019.
  11. ^ "2023 construction start for Indian reactor fleet". World Nuclear News. 28 March 2022. Retrieved 29 March 2022.
  12. ^ "Status report 74 – Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220)" (PDF). International Automic Energy Agency. 4 April 2011. Retrieved 21 March 2021.{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크)
  13. ^ Soni, Rakesh; Prasad, PN. "Fuel technology evolution for Indian PHWRs" (PDF). International Atomic Energy Agency. S. Vijayakumar, A.G. Chhatre, K.P.Dwivedi.{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크)
  14. ^ Muktibodh, U.C (2011). "Design, Safety and Operability performances of 220 MWe, 540 MWe and 700 MWe PHWRs in India". Inter-Regional Workshop on Advanced Nuclear Reactor Technology for Near-term Deployment.
  15. ^ Bajaj, S.S; Gore, A.R (2006). "The Indian PHWR". Nuclear Engineering and Design. 236 (7–8): 701–722. doi:10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.
  16. ^ Singh, Baitej (July 2006). "Physics design and Safety assessment of 540 MWe PHWR" (PDF). BARC Newsletter. 270.
  17. ^ "Status report 105 – Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)" (PDF). International Atomic Energy Agency. 1 August 2011. Retrieved 20 March 2021.{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크)