첨단 중수로

Advanced heavy-water reactor
AHWR-300
시대제3세대 이상 원자로
원자로 개념토륨 가압 중수로
설계자바바 원자력 연구소
제조자NPCIL(계획 완료)
상황개발 중
원자로 노심의 주요 파라미터
연료(분열성 물질)232Th/233U(MOX) 및 Th/239Pu(MOX)
연료 상태단단한
중성자 에너지 스펙트럼온도
일차 제어 방식제어봉
프라이머리 모델레이터중수
1차 냉각수경수
원자로 사용 현황
주요 용도발전
전력(열)920 MWth
전원(전기)304 MWe

첨단 중수로(AHWR) 또는 AHWR-300은 연료 노심의 토륨을 태우는 차세대 원자로를 위한 인도의 최신 설계이다.그것은 인도의 3단계 연료 순환 [1]계획에서 세 번째 단계를 형성할 예정이다.연료 주기 계획의 이 단계는 300부터 시작하도록 되어 있습니다.2016년 [2]MWe 시제품.2021년 현재 공사가 시작되지 않았으며 확정 날짜도 [3]정해지지 않았다.

배경

바바 원자력 연구 센터(BARC)는 이러한 첨단 중수형 원자로의 설계와 개발을 촉진하기 위해 대규모 인프라를 구축했다.재료기술, 중요부품, 원자로물리학, 안전성 분석 [4]등 다양하다.이들 원자로를 실험하기 위해 여러 시설이 설치되었다.AHWR은 중수형 원자로의 압력관 타입이다.인도 정부 원자력부(DAE)는 미래 개발, 현재 개발 및 첨단 중수형 원자로 설계에 충분한 자금을 지원하고 있다.신형 중수형 원자로는 보다 일반적인 안전 요건을 갖추게 될 것이다.인도는 인도의 대규모 토륨 매장량 때문에 이러한 원자로의 기반이다. 따라서, 인도는 [5]AHWR의 지속적인 사용과 운영에 더 적합하다.

동기

토륨은 우라늄보다 지구 지각에 3배 더 풍부하지만 검증된 매장량을 추출하기에는 경제적 가능성은 낮습니다.인도는 그 [6]어느 나라보다도 많은 검증된 매장량을 보유하고 있습니다.또한 많은 토륨이 보통 희토류 원소와 토륨을 모두 포함하는 모나자이트에서 희토류 원소를 추출하는 광산의 후행에도 포함되어 있습니다.토륨에 대한 수요가 낮은 한, 이러한 순서는 화학 물질(토륨은 독성 중금속)과 최소한 부분적으로 원자력 발전소에서 토륨을 사용함으로써 해결할 수 있는 방사선 문제를 나타낸다.토륨은 99% 이상의 가임성이 있지만 핵분열성이 없는 U로 구성되어 있으며 핵분열성 U의 약 0.72%에 불과한 우라늄과 달리 열중성자를 사용하여 쉽게 핵분열성 U로 변환될 수 있는 가임성 Th로 구성되어 있다.이를 통해 고속 증식로 없이도 원래의 물질 중 훨씬 더 많은 부분을 사용할 수 있으며, 소량의 악티니드를 덜 생산할 수 있다.그러나 토륨 자체는 핵분열성이 아니기 때문에 핵분열성 물질을 얻기 위해 먼저 핵분열성 물질을 "배양"해야 하며, 핵분열성 물질은 U를 "배양"한 원자로나 별도의 "버너" 원자로에서 사용하기 위해 화학적으로 분리된 원자로에서 사용될 수 있다.

설계.

제안된 AHWR 설계는 차세대 PHWR 유형이 될 중수 감속 원자력 발전소의 설계이다.인도 뭄바이의 바바 원자력연구센터(BARC)에서 개발 중이며 상업용 발전용 토륨 연료 사이클의 사용 목적을 달성하는 것을 목표로 하고 있다.AHWR은 자연순환 상태에서 경수를 끓여 냉각하는 수직 압력관형 원자로이다.이 설계의 독특한 특징은 중력 구동식 물웅덩이(GDWP)라고 불리는 1차 격납 용기 위에 있는 큰 물탱크입니다.이 탱크는 몇 가지 수동 안전 기능을 수행하도록 설계되었습니다.

AHWR의 전체적인 설계는 대량의 토륨과 토륨 사이클을 이용하는 것이다.AHWR은 압력관과 캘런드리아관의 개념에서 유사성을 공유한다는 점에서 가압중수로(PHWR)와 매우 유사하지만, AHWR에서 튜브의 방향은 PHWR과 달리 수직이다.AHWR의 코어는 길이가 3.5m이고 225mm의 정사각형 피치에 513개의 격자 위치가 있습니다.코어는 방사상으로 3개의 연소 영역으로 분할됩니다.노심의 외부 표면으로 이동함에 따라 연소율이 감소합니다.연료는 452개의 격자위치에 의해 점유되며, 나머지 37개소는 정지계통-1에 의해 점유된다.이 로드는 37개의 차단 로드로 구성되며, 24개의 위치는 8개의 흡수 로드, 8개의 심 로드 및 8개의 규제 로드로 구성된 반응 제어 장치용입니다.경수를 7MPa의 압력으로 끓여 열을 제거한다.이 모델의 주요 초점은 코어 내의 총 전력과 대략적인 공간 전력 분포를 어느 정도의 [7]정확도 이내로 하는 것입니다.

원자로 설계에는 인도 가압 중수로(PHWR)의 입증된 몇 가지 긍정적인 특징과 함께 첨단 기술이 통합된다.이러한 특징에는 압력관형 설계, 저압 감속재, 전원 공급, 다양한 고속 작동 정지 시스템 및 원자로 노심 주변의 대형 저온 열제거원의 가용성이 포함된다.AHWR에는 몇 가지 수동식 안전 기능이 포함되어 있습니다.여기에는 다음이 포함됩니다.자연 순환을 통한 노심 열 제거, 연료 내 비상 노심 냉각수 시스템(ECCS) 물의 직접 분사, 노심 붕괴 열 제거의 지속을 촉진하기 위한 오버헤드 중력 구동 워터풀(GDWP)의 대량의 붕산수 재고 가용성.비상 노심 냉각 시스템(ECCS) 주입 및 격납 냉각은 활성 시스템이나 운영자 조치를 호출하지 않고도 작동(SCRAM)할 수 있습니다.

원자로 물리학 설계는 약간 음의 보이드 계수를 달성함으로써 토륨 기반 연료의 사용을 극대화하도록 조정된다.동일한 연료 클러스터의 서로 다른 핀에 PuO-ThO22 MOX 및 ThO-UO22332 MOX를 사용하고 80-20% 부피 비율의 비정질 탄소(연료 다발 내)와 중수로 구성된 이종 감속재를 사용함으로써 이러한 요건을 충족할 수 있었다.노심 구성은 상당한 유연성에 적합하며, 비정질 탄소 기반 반사체를 사용할 필요가 없는 것을 포함한 몇 가지 실행 가능한 솔루션이 원자로 구조 변경 없이 가능하다.

AHWR의 특징

  • 고압 중수 냉각수를 제거하여 중수 누출 손실을 줄이고 중수 회수 시스템을 제거한다.
  • 급수 가열용 감속재에서 발생한 열의 회수.
  • 1차 냉각수 펌프 및 구동 모터, 관련 제어 및 전원 공급 장비 및 이러한 펌프를 작동시키는 데 필요한 전력 절약과 같은 주요 구성 요소 및 장비 제거.
  • 설치된 다른 채널 구성요소에 영향을 주지 않고 압력 튜브만 빠르게 교체할 수 있는 기능이 있는 조립된 냉각수 채널을 구입하십시오.
  • 증기 발생기를 단순한 증기 드럼으로 대체.
  • PHWR보다 증기 압력이 높습니다.
  • LP 터빈의 증기를 사용하여 다효과 담수화 플랜트에서 하루에 500m3의 탈염수 생산.
  • 원자로 설계 수명 100년
  • 고급 안전 [8]기능으로 인해 제외 구역을 요구하지 않는 설계 목표.

연료 사이클

표준 AHWR은 방사성 독성 감소로 이어지기 때문에 폐쇄형 핵연료 사이클로 설정된다.이 때문에 AHWR은 다양한 연료 사이클을 가지고 있기 때문에 대체 연료 옵션이 있습니다.폐쇄형 및 일회용 연료 사이클을 수행할 수 있습니다.AHWR의 전체적인 측면은 토륨 기반 연료로 높은 연소율을 달성할 수 있도록 준비되었다(BARC, 2013).원자로에서 회수된 재활용 토륨은 다시 보내지고 플루토늄은 나중에 고속 증식로[4]위해 사용될 수 있도록 저장된다.AHWR을 위한 연료는 BARC Tarapur의 지시를 받는 AHVANCED FUELATION FACILITY에서 제조됩니다.AFFF는 현재 PFBR 연료봉 생산을 진행하고 있다.AFFF는 과거에도 다른 연구 목적으로 연료봉 제작과 관련이 있었다.AFF는 우라늄, 플루토늄, 토륨을 취급하는 세계 유일의 핵연료 생산 시설이다.

장래의 계획

인도 정부는 2013년에 300MWe의 AHWR을 건설할 것이며 그 위치는 [9]결정될 것이라고 발표했다.2017년 현재, 설계는 [10]최종 검증 단계에 있습니다.

안전 혁신

체르노빌과 후쿠시마와 같은 과거의 원자로 용융은 건설과 시설의 유지보수가 매우 중요해졌다.이 사고들은 우라늄-235 원자로와 원자로가 있는 시설의 열악한 구조물과 관련이 있었다.그 후, 국제원자력협회는 이러한 사고가 재발하는 것을 막기 위해 원자력 시설의 규약을 강화해 왔다.용융에 대한 가장 중요한 보안 조치 중 하나는 원자로에서 나오는 방사능을 억제하는 것이다.DiD(Defense in Deepth)는 방사성 원자로 건물의 가장 효과적인 관행을 얻기 위해 원자력 시설에서 사용되는 방법이다.AWHR은 노심 방사능을 유지하기 위해 필요한 장비 및 공급 목록을 제공함으로써 원자로에 사용되는 심층방위 프로세스를 취득했다.Defense in Deepth 방법은 인체 오류 사고 및 [4]기계 오작동을 줄이기 위해 준수해야 할 규정을 설정합니다.

순서는 다음과 같습니다.

  • 레벨 1: 이상 동작 및 고장 방지
  • 레벨 2: 이상 동작 제어 및 고장 검출
  • 레벨 3: 설계기준 내에서의 사고관리
  • 레벨 4: 사고 진행 방지 및 중대 사고 결과 완화를 포함한 심각한 발전소 상태 제어
  • 레벨 5: 방사성 물질의 유의한 방출에 따른 방사선 결과의 완화.

AWHR은 핵분열 우라늄-235의 사용을 비옥한 토륨-232로부터 핵분열 우라늄-233을 번식시키는 것으로 제한하기 때문에 재생 에너지 안전의 혁신이다.제90원소 토륨에서 핵에너지를 추출하면 전 세계 석유, 석탄, 우라늄을 합친 것보다 더 많은 에너지를 얻을 수 있다고 한다.AHWR은 기존의 경수로와 구별되는 안전 기능을 가지고 있다.이러한 기능 중 일부는 강력한 안전 시스템, 내장된 냉각 시스템을 통한 노심으로부터의 열 감소, 다중 셧다운 시스템 및 기술적 고장(FBR)[4] 시 시스템을 셧다운하는 포이즌으로 구성된 페일 세이프 절차로 구성됩니다.과학자들이 원자로에서 피하려고 하는 잠재적 위협은 핵 에너지가 고온, 고압, 화학 반응에 반응할 때 증가하기 때문에 열의 축적이다.AHWR에는 음의 반응도 계수, 낮은 전력 밀도, 노심의 낮은 과잉 반응성 및 내장된 [11]재료 속성의 적절한 선택을 통해 이러한 발생 가능성을 줄이는 기능이 있습니다.

기술사양

사양 AHWR-300[12][13][14]
열출력, MWh 920
활성 전원, MWe 304
효율, 순 % 33.1
냉각수 온도(°C):
노심 냉각수 입구 259.5
노심 냉각수 출구 285
일차 냉각수 재료 끓는 경수
보조 냉각수 재료 경수
주최자재 중수
원자로 운전 압력, MPa(a) 7
액티브 코어 높이(m) 3.5
등가 코어 직경(mm) -
평균 연료 밀도(MW/m3) -
평균 코어 전력 밀도(MW/m3) 10.1
연료 (Th, U)MOX 및 (Th, Pu)MOX
피복관재 지르칼로이-4
연료 어셈블리 452
어셈블리의 핀 수 54
재장전 연료 농축, 중량 % 링 1: (Th, U) MOX/3.0

링 2: (Th, U) MOX/3.75

링 3: (Th, Pu) MOX/4.0 (하반) 2.5 (상반)

연료 사이클 길이, 유효 최대 출력 일수(EFPD) 250
평균 배출 연료 연소율, MW · 일 / kg 38
동작범위 내 노심평균반응도계수
연료 온도, δk/k/°C - 2.1 x 10−5
채널 온도, µk/k/°C +2.5 x 10−5
보이드 계수, δk/k / % 보이드 - 5.0 x 10−5
냉각수 온도, δk/k/°C +4.9 x 10−5
제어봉 SS의 탄화붕소
중성자 흡수체 질산 가돌리늄 용액
잔류열 제거 시스템 액티브 : 콘덴서

Passive : 중력 구동 워터풀 내 절연 응축기

안전주입시스템 수동형 : 비상노심냉각시스템

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ "Archived copy". Archived from the original on 2014-01-27. Retrieved 2014-03-31.{{cite web}}: CS1 maint: 제목으로 아카이브된 복사(링크)
  2. ^ "India all set to tap thorium resources". Dec 2012.
  3. ^ Gent, Edd (18 October 2018). "Why India wants to turn its beaches into nuclear fuel". BBC.
  4. ^ a b c d 바바 원자력 연구 센터.(2013).어드밴스드 중수로(AHWR).http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/AHWR.pdf 에서 취득했습니다.
  5. ^ "India designs new atomic reactor for thorium utilisation - Indian Express". The Indian Express. 16 September 2009.
  6. ^ "Thorium".
  7. ^ Shimjith, S.R.; Tiwari, A.P.; Bandyopadhyay, B.; Patil, R.K. (July 2011). "Spatial stabilization of Advanced Heavy Water Reactor". Annals of Nuclear Energy. 38 (7): 1545–1558. doi:10.1016/j.anucene.2011.03.008.
  8. ^ http://dae.nic.in/writereaddata/.pdf_37[베어 URL PDF]
  9. ^ 국내 원자력 발전소 설립2013년 8월
  10. ^ "Fuel for India's nuclear ambitions". Nuclear Engineering International. 7 April 2017. Retrieved 12 April 2017.
  11. ^ Vijayan, P K; Kamble, M T; Nayak, A K; Vaze, K K; Sinha, R K (October 2013). "Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain". Sādhanā. 38 (5): 925–943. doi:10.1007/s12046-013-0178-5.
  12. ^ "2013 AHWR Design Description (India) ARIS" (PDF). International Atomic Energy Agency. 11 July 2013. Retrieved 2021-03-21.{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크)
  13. ^ Kumar, Arvind; Srivenkatesan, R; Sinha, R K (11 July 2013). "On the Physics Design of Advanced Heavy Water Reactor (AHWR)" (PDF). Reactor Design Development Group, Bhabha Atomic Research Centre. Retrieved 2021-03-21.{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크)
  14. ^ Maheshwari, N.K.; Kamble, M.T.; Shivakumar, V; Kannan, Umasankari; Nayak, A.K.; Sharma, Avaneesh (February 2021). "Advanced Heavy Water Reactor for Thorium Utilisation and Enhanced Safety" (PDF). BARC Newsletter. 376 (Jan-Feb 2021): 18. Retrieved 22 August 2021.

외부 링크