Прототип быстрого реактора-размножителя ( PFBR ) — это быстрый реактор-размножитель мощностью 500 МВт с натриевым охлаждением, который строится в Коккиламеду, недалеко от Калпаккама , в штате Тамилнад , Индия . [4] Центр атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR) отвечает за проектирование этого реактора, передовой завод по производству топлива в Центре атомных исследований имени Бхабхи в Тарапуре отвечает за изготовление МОКС-топлива, а BHEL предоставляет технологию и оборудование для строительства реактора. [5] [6] Установка основана на многолетнем опыте, полученном при эксплуатации маломощного испытательного быстрого реактора-размножителя (FBTR). Сначала строительство реактора должно было быть завершено в сентябре 2010 года, но было несколько задержек. Прототип быстрого реактора-размножителя планируется ввести в эксплуатацию в декабре 2024 года, что более чем через 20 лет после начала строительства и через 14 лет после первоначальной даты ввода в эксплуатацию, по состоянию на декабрь 2023 года. Стоимость проекта удвоилась с ₹3500 крор до ₹7700 крор из-за многочисленных задержек. Строительство было завершено 4 марта 2024 года с началом загрузки активной зоны реактора, тем самым проложив путь к возможному полному использованию обильных запасов тория в Индии . [7] [8]
Kalpakkam PFBR предназначен для использования урана-238 для воспроизводства плутония в конструкции быстрого реактора с натриевым охлаждением . Использование тория-232 , который сам по себе не является расщепляющимся материалом, в качестве бланкета также предусмотрено на этом этапе. Путем трансмутации торий создаст расщепляющийся уран-233, который будет использоваться в качестве топлива на третьем этапе. Таким образом, FBR является ступенькой для третьего этапа программы, прокладывающей путь к возможному полному использованию обильных запасов тория в Индии. [7] [9] Избыточный плутоний (или уран-233 для ториевых реакторов) из каждого быстрого реактора может быть использован для создания большего количества таких реакторов и наращивания ядерной мощности в соответствии с потребностями Индии в электроэнергии. PFBR является частью трехэтапной программы ядерной энергетики .
PFBR с замкнутым топливным циклом в качестве энергетического ресурса способен генерировать большое количество U-233 (делящийся изотоп) из имеющегося в изобилии тория-232 в стране, чтобы запустить третий этап ядерной энергетической программы, основанной на топливном цикле U-233. [10]
Первоначально топливом для PFBR будет смешанный оксид урана и плутония ( МОКС ). [11]
Индия имеет возможность использовать процессы, основанные на ториевом цикле , для извлечения ядерного топлива. Это имеет особое значение для индийской стратегии атомной энергетики, поскольку Индия обладает одним из крупнейших в мире запасов тория , который может обеспечивать электроэнергией, возможно, до 60 000 лет. [12] [13]
Проектирование этого реактора было начато в 1980-х годах в качестве прототипа для FBR мощностью 600 МВт. Строительство первых двух FBR запланировано в Калпаккаме после года успешной эксплуатации PFBR. Строительство остальных четырех FBR запланировано после 2030 года на площадках, которые будут определены. [14]
В 2007 году планировалось, что реактор начнет работу в 2010 году, но по состоянию на 2019 год ожидалось, что он достигнет первой критичности в 2020 году. [15]
В июле 2017 года сообщалось, что реактор находится на завершающей стадии подготовки к выходу на критическую мощность. [16] Однако в августе 2020 года сообщалось, что реактор может выйти на критическую мощность только в декабре 2021 года. [17]
По состоянию на февраль 2021 года на строительство и ввод в эксплуатацию реактора было потрачено около ₹ 6,840 крор (что эквивалентно ₹ 77 млрд или US$ 919.65 млн в 2023 году). Теперь ожидается, что реактор будет введен в эксплуатацию к октябрю 2022 года. [3] [18]
Премьер-министр Нарендра Моди был в Калпаккаме 4 марта 2024 года, чтобы стать свидетелем начала первой загрузки активной зоны. В пресс-релизе PFBR описывался как знаменующий собой второй этап трехэтапной программы ядерной энергетики Индии. [19]
31 июля 2024 года Совет по регулированию атомной энергетики (AERB) одобрил добавление ядерного топлива и запуск цепной реакции. [20] Несколько экспериментов по физике на более низкой мощности будут проведены после того, как будет достигнута устойчивая ядерная цепная реакция. Следующим шагом станет подключение реактора к электросети и начало производства электроэнергии на коммерческой основе в ожидании одобрения AERB. В Калпаккаме будут построены еще два быстрых реактора-размножителя после того, как Департамент атомной энергетики (DAE) будет удовлетворен производительностью реактора. [21]
Реактор представляет собой бассейновый тип LMFBR 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 УО
2. Ожидается выгорание топлива 100 ГВт·д/т. Завод по производству топлива (FFF) под руководством Центра атомных исследований имени Бхабхи (BARC), Тарапур, отвечает за производство топливных стержней. FFF входит в «Совет по ядерной переработке» Центра атомных исследований имени Бхабхи и в прошлом отвечал за производство топливных стержней различных типов. [ необходима цитата ] FFF Tarapur в начале 2023 года успешно завершил изготовление 100 000 топливных элементов PFBR. [ необходима уточнение ] [22]
Прототип быстрого реактора-размножителя имеет отрицательный коэффициент пустотности , что обеспечивает высокий уровень пассивной ядерной безопасности . Это означает, что при перегреве реактора (ниже точки кипения натрия) скорость цепной реакции деления уменьшается, что снижает уровень мощности и температуру. [23] Аналогично, до того, как такое потенциальное положительное состояние пустотности может сформироваться из-за аварии с полной потерей теплоносителя , достаточные скорости потока теплоносителя становятся возможными за счет использования обычной инерции насоса, наряду с несколькими входными перфорациями, чтобы предотвратить возможный сценарий аварии, когда одна закупорка останавливает поток теплоносителя. [23]
Система отвода остаточного тепла реактора активной безопасности состоит из четырех независимых контуров охлаждения мощностью 8 МВт каждый. [24] Дополнительные активные защиты от возможности положительной обратной связи включают две независимые системы отключения SCRAM , разработанные для эффективного отключения реакций деления в течение секунды, при этом остаточное остаточное тепло затем необходимо охлаждать в течение нескольких часов четырьмя независимыми контурами.
Тот факт, что PFBR охлаждается жидким натрием, создает дополнительные требования безопасности для изоляции теплоносителя от окружающей среды, особенно в случае аварии с потерей теплоносителя , поскольку натрий взрывается при контакте с водой и горит при контакте с воздухом. Последнее событие произошло в реакторе Мондзю в Японии в 1995 году. Другим соображением при использовании натрия в качестве теплоносителя является поглощение нейтронов для получения радиоактивного изотопа24Na , период полураспада которого составляет 15 часов. [25]