Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) или AHWR-300 — это новейшая индийская разработка ядерного реактора следующего поколения , сжигающего торий в своем топливном ядре. Он должен стать третьей стадией в трехступенчатом плане топливного цикла Индии . [1] Эта фаза плана топливного цикла должна была быть построена, начиная с прототипа мощностью 300 МВт в 2016 году. [2]
KAMINI — первый в мире экспериментальный реактор на основе тория . Он охлаждается и замедляется легкой водой, работает на металлическом уране -233, полученном в результате ториевого топливного цикла, используемого соседним реактором FBTR , и вырабатывает 30 кВт тепловой энергии на полной мощности. [3]
Центр атомных исследований имени Бхабхи (BARC) создал большую инфраструктуру для содействия проектированию и разработке этих усовершенствованных тяжеловодных реакторов . В число вопросов, которые необходимо включить, входят технологии материалов, критические компоненты, физика реактора и анализ безопасности. [4] Было создано несколько объектов для экспериментов с этими реакторами. AHWR — это тяжеловодный реактор трубчатого типа. Правительство Индии , Департамент атомной энергии (DAE), полностью финансирует будущую разработку, текущую разработку и проектирование усовершенствованного тяжеловодного реактора. Новая версия усовершенствованных тяжеловодных реакторов будет оснащена более общими требованиями безопасности. Индия является базой для этих реакторов из-за больших запасов тория в Индии ; поэтому она больше приспособлена для постоянного использования и эксплуатации AHWR. [5]
Торий в три раза более распространен в земной коре, чем уран, хотя и менее распространен с точки зрения экономически выгодной добычи разведанных запасов, при этом Индия обладает крупнейшими разведанными запасами среди всех стран. [6] Много тория также содержится в хвостах шахт, которые извлекают редкоземельные элементы из монацита , который обычно содержит как редкоземельные элементы, так и торий. Пока спрос на торий остается низким, эти хвосты представляют собой химическую (торий является токсичным тяжелым металлом ) и - в меньшей степени - радиологическую проблему, которая могла бы быть решена, по крайней мере, частично, путем использования тория на атомных электростанциях. В отличие от урана , который фактически содержит 0,72% делящегося235
Материал U , торий состоит почти только из воспроизводящих232
Th , который может быть преобразован в делящийся233U с использованием тепловых нейтронов . Это позволяет использовать гораздо большую долю исходного материала без необходимости в быстрых реакторах-размножителях и при этом производить на порядки меньше второстепенных актинидов . Однако, поскольку сам торий не является расщепляющимся, его необходимо сначала «развести», чтобы получить расщепляющийся материал, который затем можно использовать в том же реакторе, который «развел»233
U или химически разделен для использования в отдельном реакторе-«горелке».
Предлагаемая конструкция AHWR представляет собой ядерный энергетический реактор с тяжеловодным замедлителем , который станет следующим поколением типа PHWR . Он разрабатывается в Центре атомных исследований имени Бхабхи (BARC) в Мумбаи, Индия, и направлен на достижение целей использования ториевых топливных циклов для коммерческой генерации электроэнергии. AHWR представляет собой вертикальный реактор трубчатого типа, охлаждаемый кипящей легкой водой при естественной циркуляции. Уникальной особенностью этой конструкции является большой резервуар с водой наверху первичной защитной оболочки, называемый гравитационным водным бассейном (GDWP). Этот резервуар предназначен для выполнения нескольких пассивных функций безопасности .
Общая конструкция AHWR заключается в использовании большого количества тория и ториевого цикла . AHWR во многом похож на реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR), в том, что они имеют сходство в концепции труб давления и труб каландра, но ориентация труб в AHWR вертикальная , в отличие от PHWR. Активная зона AHWR имеет длину 3,5 м и имеет 513 ячеек решетки с квадратным шагом 225 мм. Активная зона радиально разделена на три области выгорания. Выгорание уменьшается по мере продвижения к внешней поверхности активной зоны. Топливо занимает 452 ячейки решетки, а оставшиеся 37 ячеек занимает система останова-1. Она состоит из 37 стержней отключения, 24 ячейки предназначены для устройств реактивного управления, которые состоят из 8 стержней-поглотителей, 8 стержней-регулировщиков и 8 стержней-регуляторов. При кипячении легкой воды под давлением 7 МПа тепло затем удаляется. Основное внимание в этой модели уделяется получению полной мощности и грубого пространственного распределения мощности внутри ядра с определенной степенью точности. [7]
Конструкция реактора включает в себя передовые технологии вместе с несколькими проверенными положительными особенностями индийских реакторов с тяжелой водой под давлением (PHWR). Эти особенности включают в себя конструкцию трубчатого типа, замедлитель низкого давления, дозаправку на мощности, разнообразные быстродействующие системы останова и наличие большого низкотемпературного теплоотвода вокруг активной зоны реактора. AHWR включает в себя несколько пассивных функций безопасности. К ним относятся: отвод тепла активной зоны посредством естественной циркуляции; прямой впрыск воды аварийной системы охлаждения активной зоны (ECCS) в топливо; и наличие большого запаса борированной воды в верхнем гравитационном бассейне с водой (GDWP) для облегчения поддержания отвода остаточного тепла активной зоны. Впрыск аварийной системы охлаждения активной зоны (ECCS) и охлаждение защитной оболочки могут действовать ( SCRAM ) без вызова каких-либо активных систем или действий оператора.
Конструкция реактора настроена на максимальное использование топлива на основе тория путем достижения слегка отрицательного коэффициента пустотности . Выполнение этих требований стало возможным благодаря использованию PuO 2 -ThO 2 MOX и ThO 2 - 233 UO 2 MOX в разных стержнях одного и того же топливного кластера, а также использованию гетерогенного замедлителя , состоящего из аморфного углерода (в топливных пучках) и тяжелой воды в объемном соотношении 80–20%. 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.
AHWR по стандарту должен быть замкнутым ядерным топливным циклом , поскольку это приведет к снижению радиотоксичности. Из-за этого у AHWR есть альтернативные варианты топлива, учитывая, что у него разнообразные топливные циклы. Он может работать в замкнутых и однократных типах топливных циклов. Общий аспект AHWR подготовлен к высокому выгоранию с топливом на основе тория (BARC, 2013). Переработанный торий, который извлекается из реактора, затем отправляется обратно, а плутоний хранится для последующего использования в быстром реакторе-размножителе . [4]
Топливо для AHWR будет производиться на заводе Advanced Fuel Fabrication Facility , который находится под руководством Центра атомных исследований имени Бхабхи (BARC) в Тарапуре. В настоящее время AFFF [ когда? ] работает над производством топливных стержней для PFBR. В прошлом AFFF был связан с производством топливных стержней для других исследовательских целей. AFFF — единственный в мире завод по производству ядерного топлива, который имел дело с ураном, плутонием и торием. [ нужна ссылка ]
В 2013 году правительство Индии объявило о намерении построить реактор AHWR мощностью 300 МВт, месторасположение которого будет определено позднее. [9] По состоянию на 2017 год проект находился на завершающей стадии утверждения. [10]
Прошлые ядерные аварии, такие как Чернобыльская катастрофа и авария на АЭС «Фукусима», сделали улучшение строительства и обслуживания объектов критически важным. Эти аварии были связаны с реакторами на уране-235 и ненадёжными конструкциями объектов, в которых они находились. С тех пор Международная ассоциация по атомной энергии ужесточила протоколы на ядерных объектах, чтобы предотвратить повторение таких аварий. Одной из главных мер безопасности при расплавлении является сдерживание выхода радиоактивности из реактора. Глубокоэшелонированная защита — это метод, используемый на ядерных объектах для получения наиболее эффективной практики радиоактивного сдерживания. AWHR приобрела процесс Глубокоэшелонированной защиты, который используется в реакторах, принимающих положения и требуемое оборудование для удержания радиоактивности в активной зоне.
Метод глубокоэшелонированной защиты устанавливает процедуры, которые необходимо соблюдать для сокращения случаев человеческих ошибок и сбоев в работе машин. [4] Процедуры следующие:
AWHR — это инновация в области безопасности возобновляемой энергии, поскольку она ограничит использование расщепляющегося урана-235 для получения расщепляющегося урана-233 из воспроизводимого тория-232. Говорят, что извлечение ядерной энергии из 90-го элемента тория дает больше энергии, чем нефть, уголь и уран в мире вместе взятые. AHWR обладает функциями безопасности, которые отличают его от обычных легководных ядерных реакторов. Некоторые из этих функций включают: надежные системы безопасности, снижение тепла от активной зоны с помощью встроенной системы охлаждения, многократные системы отключения и отказоустойчивую процедуру, которая состоит из яда, который отключает систему в случае технического отказа (FBR). [4] Потенциальная угроза, которую ученые пытаются избежать в реакторах, — это накопление тепла, поскольку ядерная энергия усиливается, когда она реагирует с высокими температурами, высокими давлениями и химическими реакциями. AHWR обладает характеристиками, которые помогают снизить вероятность такого события за счет: отрицательных коэффициентов реактивности, низкой плотности мощности, низкой избыточной реактивности в активной зоне и правильного выбора встроенных характеристик материалов. [11]
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )