IPHWR
IPHWRIPHWR(Indian Pressured Heavy Water Reactor)은 바바 원자력 연구 [1]센터가 설계한 인도의 가압 중수형 원자로이다.베이스라인 220 MWe 설계는 라자스탄 라와트바타에 건설된 CANDU 기반 RAPS-1 및 RAPS-2 원자로에서 개발됐다.이 설계는 나중에 540 MW와 700 MW 설계로 확장되었습니다.현재 인도 각지에서 17대의 다양한 타입의 유닛이 가동되고 있습니다.
IPHWR-220
인도에서 건설된 최초의 PHWR 장치(RAPS-1과 RAPS-2)는 온타리오 주 더글라스 포인트에 건설된 최초의 실물 크기의 캐나다 원자로와 유사한 캐나다 CANDU 설계이다.원자로는 캐나다 정부와 협력하여 설치되었다.1963년부터 100 MWe RAPS-1은 대부분 캐나다 AECL에서 공급한 장비와 기술로 제작되었습니다.1973년에 RAPS-1이 발사되었지만, 인도의 성공적인 핵무기 개발에 비추어 볼 때, RAPS-2의 시운전은 1981년에야 완료될 수 있었다. 이때 일부 설계 요소가 인도 제조와 협력하여 Bhabha Atomic Research Center에 의해 제조되었다.Urers Larsen & Toubro와 Bharat Heavy Electricals Limited.로 수정은 해안 위치와 또한 수조의 도입 원자로 건물 첨두 pressu을 제한하기에 맞게 수행 Successively, 220MWe 발전 능력은 완전히 인도 설계와 두개의 단위로 Kalpakkam에서 타밀 나두 주의에 MAPS-1과 MAPS-2. MAPS-1&에게 세레명을 지어졌다;2디자인 RAPS-1&2에서 발전했음, 설계되었다.레 under RAPS-1&2의 주입 탱크 대신 냉각수 상실 사고(LOCA).또한 MAPS-1&2는 부분 이중 격납을 가지고 있다.이 설계는 더욱 개선되었고 인도의 모든 후속 PHWR 장치는 이중 [2]격납용기를 가지고 있다.
NAPS-1&2에는 초기 유닛의 설계 및 운용 경험과 현지 연구개발 노력에 따라 주요 수정 사항이 도입되었다.이러한 장치는 나중에 IPHWR-220으로 지정된 표준화된 인도 PHWR 장치의 기초가 된다.
후속 유닛(KGS-1, KGS-2, RAPS-3, RAPS-4, RAPS-5, RAPS-6, KGS-3 및 KGS-4)의 설계는 표준 인도 PHWR 설계이다.이러한 설계의 주요 개선점에는 밸브가 없는 1차 열수송 시스템과 유닛화된 제어실 개념이 포함됩니다.또한 이들 유닛의 설계에는 제어 및 계측 시스템의 개선과 기술의 진보에 따른 컴퓨터 기반 시스템의 통합이 포함되었습니다.
IPHWR-540
IPHWR-220의 설계가 완료된 후,[3] NPCIL과 협력하여 BARC의 지원 하에 1984년경에 540 MWe의 대규모 설계가 시작되었다.이 설계의 원자로 2기는 2000년부터 마하라슈트라주 타라푸르에 건설되었으며, 첫 번째 원자로는 2005년 9월 12일에 가동되었다.
IPHWR-700
IPHWR-540 설계는 나중에 700 MWe로 업그레이드되었으며, 주된 목표는 연료 효율을 개선하고 비행대 모드 노력의 일환으로 인도 전역의 많은 장소에 설치될 표준화된 설계를 개발하는 것이었다.디자인은 또한 3세대+ 기능을 포함하도록 업그레이드되었습니다.
700 MWe PHWR 설계에는 냉각수 채널 출구의 부분 비등, 일차 열수송 시스템 피더의 인터리빙, 수동 붕괴 열 제거 시스템, 국소 과전력 보호, 원자로 건물 스프레이 시스템, 이동식 연료 이송 장치 및 s를 포함하는 일부 기능이 인도 PHWR에 최초로 도입되었다.내부 격납용기 [4]벽면의 틸 라이너.
기술사양
| 사양 | IPHWR-220[2] | IPHWR-540[5][6][7][3] | IPHWR-700[4] |
|---|---|---|---|
| 열출력, MWh | 754.5 | 1730 | 2166 |
| 활성 전원, MWe | 220 | 540 | 700 |
| 효율, 순 % | 27.8 | 28.08 | 29.08 |
| 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.
- IPHWR-220, 리시터의 IPHWR 클래스의 첫 번째 버전
- IPHWR-700, IPHWR-220 설계의 3세대 이상 후계기
- CANDU, 인도 PHWR 설계의 전신
- AHWR-300, 인도 3단계 원자력 프로그램을 위한 토륨 연료 PHWR 설계
- 인도의 3단계 원자력 발전 계획
- 인도의 원자력
레퍼런스
- ^ "ANU SHAKTI: Atomic Energy In India". BARC.
- ^ a b "Status report 74 - Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220)" (PDF). International Automic Energy Agency. 2011-04-04. Retrieved 2021-03-21.
{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크) - ^ a b Singh, Baitej (July 2006). "Physics design and Safety assessment of 540 MWe PHWR" (PDF). BARC Newsletter. 270.
- ^ a b "Status report 105 - Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)" (PDF). International Atomic Energy Agency. 2011-08-01. Retrieved 2021-03-20.
{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크) - ^ 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) - ^ 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.
- ^ 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.
