Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Мазмұны
Кіріспе
Үндістанның ядролық реактор дизайны
Indian nuclear reactor design
Advanced Heavy Water Reactor (AHWR) немесе AHWR 300 – торийді отын ядросында пайдаланатын жаңа буын ядролық реактордың ең соңғы үнділік дизайны. Бұл Үндістанның үш кезеңді отын циклі жоспарының үшінші кезеңі болып табылады. Отын циклі жоспарының осы кезеңі 2016 жылы 300 МВт прототипімен салына бастауға жоспарланған еді. КАМИНИ – әлемдегі торий негізіндегі алғашқы тәжірибелік реактор. Ол жеңіл сумен салқындатылады және баяулатылады, көрші FBTR реакторының торий отын циклы арқылы өндірілген уран-233 металлымен отынмен жабдықталады және толық қуатында 30 кВт жылу энергиясын өндіреді.
The advanced heavy water reactor (AHWR) or AHWR 300 is the latest Indian design for a next generation nuclear reactor that burns thorium in its fuel core. It is slated to form the third stage in India's three stage fuel cycle plan. This phase of the fuel cycle plan was supposed to be built starting with a 300 MWe prototype in 2016. KAMINI is the world's first thorium based experimental reactor. It is cooled and moderated by light water, fueled with uranium 233 metal produced by the thorium fuel cycle harnessed by the neighbouring FBTR reactor and produces 30 KW of thermal energy at full power.
Өмірбаян
Баба атомдық зерттеу орталығы (БАРК) осы жетілдірілген ауыр су реакторларын жобалау және әзірлеуді жеңілдету үшін кең ауқымды инфрақұрылым құрды. Оған материалдық технологиялар, маңызды компоненттер, реактор физикасы және қауіпсіздік талдауы сияқты түрлі салалар кіреді. Бұл реакторларды сынау үшін бірнеше жаңа нысандар салынды. AHWR – қысымды түтік типтес ауыр су реакторы. Үндістанның Атом энергиясы департаменті (АЭД) осы жетілдірілген ауыр су реакторының қазіргі және болашақ дамуын, сондай-ақ жобалауын толыққанды қаржыландырады. Жаңа буын ауыр су реакторлары күшейтілген қауіпсіздік талаптарымен жабдықталады. Үндістан торийдің мол қорына ие болғандықтан, бұл реакторлардың базалық орны болып табылады, демек AHWR-ді үздіксіз пайдалану және жұмыс істеуге барынша дайын.
Bhabha Atomic Research Centre (BARC) set up a large infrastructure to facilitate the design and development of these advanced heavy water reactors. Things to be included range from materials technologies, critical components, reactor physics, and safety analysis. Several facilities have been set up to experiment with these reactors. The AHWR is a pressure tube type of heavy water reactor. The Government of India, Department of Atomic Energy (DAE), is fully funding the future development, the current development, and the design of the advanced heavy water reactor. The new version of advanced heavy water reactors will be equipped with more general safety requirements. India is the base for these reactors due to India's large thorium reserves; therefore, it is more geared for continual use and operation of the AHWR.
Мотивация
Торий жер қыртысында ураннан үш есе көп кездеседі, бірақ экономикалық тұрғыдан тиімді өндірілетін дәлелденген қоры жағынан кем, ал Үндістан кез келген елге қарағанда ең ірі дәлелденген қорға ие. Торийдің көп бөлігі монозиттен сирек кездесетін элементтерді өндіру кезінде қалдырылатын кен орындарының қалдықтарында да кездеседі, монозит әдетте сирек кездесетін элементтер мен торийді қамтиды. Ториумға деген сұраныс төмен болғанша, бұл қалдықтар химиялық (торий – улы ауыр металл) және, аздаған дәрежеде, радиологиялық мәселе тудырады, оларды торийді ядролық электр станцияларында пайдалану арқылы кем дегенде жартылай шешуге болады. Ураннан айырмашылығы, оның құрамында 0,72% ыдырауға қабілетті 235U бар, торий дерлік толығымен құнарлы 232Th-дан тұрады, оны термиялық нейтрондарды қолдану арқылы ыдырауға қабілетті 233U-ға айналдыруға болады. Бұл бастапқы материалдың үлкен бөлігін жылдам көбейту реакторларын қажетсіз етуге және айқын түрде аз мөлшерде минор актинидтер өндіруге мүмкіндік береді. Дегенмен, торийдің өзі ыдырауға қабілетті болмағандықтан, алдымен ыдырауға қабілетті материал алу үшін оны "өсіру" қажет, одан кейін оны "өсірген" реакторда немесе химиялық жолмен бөліп, жеке "жағу" реакторында пайдалануға болады.
Thorium is three times more abundant in the Earth's crust than uranium, though less abundant in terms of economically viable to extract proven reserves, with India holding the largest proven reserves of any country. A lot of thorium is also contained in the tailings of mines that extract rare earth elements from monazite which usually contains both rare earth elements and thorium. As long as demand for thorium remains low, these tailings present a chemical (thorium is a toxic heavy metal) and to a lesser extent radiological issue which would be solved at least in part by use of thorium in nuclear power plants. Unlike uranium, which actually contains 0.72% of fissile 235Ulink= Uranium 235 material, thorium is composed almost only out of fertile 232Thlink=Thorium 232 which can be transmutated into fissile 233Ulink= Uranium 233 using thermal neutrons. This allows a much larger share of the original material to be used without the need for fast breeder reactors and while producing orders of magnitude less minor actinides. However, as thorium itself is not fissile, it has to be "bred" first to obtain a fissile material, which can then be used in the same reactor that "bred" the or chemically separated for use in a separate "burner" reactor.
Дизайн
AHWR жобасы ауыр сумен жұмыс істейтін ядролық реактор болып табылады, ол PHWR типінің келесі буыны. Бұл жоба Үндістанның Мумбаи қаласындағы Баба атомдық зерттеу орталығында (BARC) әзірленуде және коммерциялық энергетикада торий отын циклдарын пайдалану мақсатын көздейді. AHWR – табиғи айналымда қайнаған жеңіл сумен салқындатылатын тік қысымды түтік реакторы. Бұл конструкцияның ерекшелігі – негізгі қоршау ыдысының үстінде орналасқан үлкен су резервуары, ол гравитациялық басқарылатын су тобы (GDWP) деп аталады. Бұл резервуар бірнеше пассивті қауіпсіздік функцияларын орындауға арналған. AHWR-дың жалпы дизайны үлкен мөлшерде торийді және торий циклын пайдалануға бағытталған. AHWR, қысымды ауыр су реакторына (PHWR) ұқсас, олардың екеуі де қысымды түтіктер мен каландр түтіктер концепциясында ортақ нәрселері бар, бірақ AHWR-дағы түтіктердің бағыты PHWR-ден айырмашылығы тік. AHWR-дың активтік аймағы 3,5 метрлік ұзындықта және 225 мм шаршы питчпен 513 торлық орынға ие. Активтік аймақ радиалды түрде үш жану аймағына бөлінген. Ядроның сыртқы бетіне қарай жану азаяды. Отын 452 торлық орынға орналасқан, ал қалған 37 орын тоқтату жүйесі-1 үшін арналған. Бұл 37 тоқтату таяқшасынан тұрады, 24 орын реактивті басқару құрылғылары үшін, олар 8 сорғыш таяқшадан, 8 шим таяқшасынан және 8 реттеу таяқшасынан тұрады. 7 МПа қысымда жеңіл суды қайнату арқылы жылу алынады. Бұл модельдің басты мақсаты – ядродағы жалпы қуатты және кеңістіктік қуатты бөлуді белгілі бір дәрежеде дәлдікке жеткізу. Реактор дизайны озық технологияларды және Үндістанның қысымды ауыр су реакторларының (PHWR) бірнеше дәлелденген оң ерекшеліктерін қамтиды. Бұл ерекшеліктерге қысымды түтік түріндегі конструкция, төмен қысымды модератор, қуатты қоректендіру, әртүрлі жылдам әрекет ететін тоқтату жүйелері және реактор активтік аймағының айналасында үлкен төмен температуралы жылу шоғырланған жердің болуы жатады. AHWR бірнеше пассивті қауіпсіздік ерекшеліктерін қамтиды: табиғи айналым арқылы активтік аймақтың жылуын алу; отынға авариялық активтік аймақты салқындату жүйесі (ECCS) суын тікелей енгізу; және активтік аймақтың ыдырау жылуын алуды қамтамасыз ету үшін жоғарыдағы гравитациялық басқарылатын су тобында (GDWP) үлкен мөлшерде боратталған судың болуы. Авариялық активтік аймақты салқындату жүйесінің (ECCS) инъекциясы және оқшаулау салқындату (SCRAM) кез келген белсенді жүйелерді немесе оператордың араласуын қажет етпестен орындала алады. Реактор физикасының дизайны торий негізіндегі отынды барынша пайдалану үшін, сәл теріс бос кеңістік коэффициентіне қол жеткізу арқылы бапталады. Бұл талаптарды PuO2 ThO2 MOX және ThO2 233UO2 MOX-ті бір отын кластерінің әртүрлі шыналарында және аморфты көміртектен (отын шоғырларында) және ауыр судан тұратын гетерогенді модераторды пайдалану арқылы 80–20% көлемді қатынаста пайдалану арқылы орындауға мүмкіндік болды. Активтік аймақтың конфигурациясы айтарлықтай икемділікке ие және реактор құрылымында ешқандай өзгеріссіз бірнеше мүмкін шешімдер, соның ішінде аморфты көміртек негізіндегі рефлекторларды пайдалануды қажет етпейтіндер де бар.
The proposed design of the AHWR is that of a heavy water moderated nuclear power reactor that will be the next generation of the PHWR type. It is being developed at Bhabha Atomic Research Centre (BARC), in Mumbai, India and aims to meet the objectives of using thorium fuel cycles for commercial power generation. The AHWR is a vertical pressure tube type reactor cooled by boiling light water under natural circulation. A unique feature of this design is a large tank of water on top of the primary containment vessel, called the gravity driven water pool (GDWP). This reservoir is designed to perform several passive safety functions. The overall design of the AHWR is to utilize large amounts of thorium and the thorium cycle. The AHWR is much like that of the pressurized heavy water reactor (PHWR), in that they share similarities in the concept of the pressure tubes and calandria tubes, but the tubes' orientation in the AHWR is vertical, unlike that of the PHWR. The AHWR's core is 3.5 m long and has 513 lattice locations in a square pitch of 225 mm. The core is radially divided into three burn up regions. The burn up decreases as it moves toward the external surface of the core. Fuel is occupied by 452 lattice locations and the remaining 37 locations are occupied by shutdown system 1. This consists of 37 shut off rods, 24 locations are for reactive control devices which are consisted of 8 absorber rods, 8 shim rods, and 8 regulating rods. By boiling light water at a pressure of 7 MPa, heat is then removed. The main focus with this model is to get the total power and a coarse spatial power distribution within the core to be within certain degree of accuracy. The reactor design incorporates advanced technologies, together with several proven positive features of Indian pressurised heavy water reactors (PHWRs). These features include pressure tube type design, low pressure moderator, on power refueling, diverse fast acting shut down systems, and availability of a large low temperature heat sink around the reactor core. The AHWR incorporates several passive safety features. These include: Core heat removal through natural circulation; direct injection of emergency core coolant system (ECCS) water in fuel; and the availability of a large inventory of borated water in overhead gravity driven water pool (GDWP) to facilitate sustenance of core decay heat removal. The emergency core cooling system (ECCS) injection and containment cooling can act (SCRAM) without invoking any active systems or operator action. The reactor physics design is tuned to maximise the use of thorium based fuel, by achieving a slightly negative void coefficient. Fulfilling these requirements has been possible through the use of PuO2 ThO2 MOX, and ThO2 233UO2 MOX in different pins of the same fuel cluster, and the use of a heterogeneous moderator consisting of amorphous carbon (in the fuel bundles) and heavy water in 80–20% volume ratio. The core configuration lends itself to considerable flexibility and several feasible solutions, including those not requiring the use of amorphous carbon based reflectors, are possible without any changes in reactor structure.
АХЖЖ-ның кейбір ерекшеліктері
Жоғары қысымды ауыр су салқындатқышын жою арқасында ауыр судың шығыны азайып, ауыр суды қайта өңдеу жүйесі де жойылады. Модераторда пайда болатын жылуды суды қыздыруға пайдалану. Негізгі компоненттер мен жабдықтарды, мысалы, бірінші кезендегі салқындатқыш сорғыларды және олардың электрмоторларын, басқару және қуат беру жүйелерін жою, сондай-ақ осы сорғыларды іске қосуға кеткен электр қуатын үнемдеу. Қысымды құбырды ғана жылдам ауыстыруға мүмкіндік беретін, басқа орнатылған құбыр компоненттеріне әсер етпейтін құрылғылармен жабдықталған, заводта құрастырылған салқындатқыш каналдар. Бу генераторларын қарапайым бу барабандарымен алмастыру. PHWR-лерге қарағанда жоғары бу қысымы. Төмен қысымды турбинадан алынған буды пайдаланып, көп эффектілі тұзсыздандыру орнатылымында тәулігіне 500 м³ деминералды су өндіру. Реактордың жобалық қызмет мерзімі – 100 жыл. Жобалау мақсаты – оның жетілген қауіпсіздік ерекшеліктері есебінен ешқандай қауіпсіздік аймағын қажет етпеу.
Elimination of high pressure heavy water coolant resulting in reduction of heavy water leakage losses, and eliminating heavy water recovery system. Recovery of heat generated in the moderator for feed water heating. Elimination of major components and equipment such as primary coolant pumps and drive motors, associated control and power supply equipment and corresponding saving of electrical power required to run these pumps. Shop assembled coolant channels, with features to enable quick replacement of pressure tube alone, without affecting other installed channel components. Replacement of steam generators by simpler steam drums. Higher steam pressure than in PHWRs. Production of 500 m3/day of demineralised water in Multi Effect Desalination Plant by using steam from LP Turbine. Hundred year design life of the reactor. A design objective of requiring no exclusion zone on account of its advanced safety features.
Отын циклі
AHWR стандартты түрде жабық ядролық отын циклы ретінде жоспарлануда, себебі бұл радиоактивті уыттылықты азайтуға әкеледі. Осы себепті, AHWR әртүрлі отын циклдарына ие болғандықтан, баламалы отын түрлерін пайдалануға мүмкіндік береді. Ол жабық циклды және бір реттік циклды отын түрлерін қолдануға қабілетті. AHWR-дің жалпы сипаттамасы торий негізіндегі отынмен жоғары жану деңгейіне бағытталған (BARC, 2013). Реактордан қалпына келтірілген торий қайта өңделіп кері қайтарылады, ал плутоний кейінірек жылдам көбейту реакторында пайдалану үшін сақталады. 2017 жылғы мәліметтер бойынша, жобалау растаудың соңғы кезеңінде болды.
The AHWR at standard is set to be a closed nuclear fuel cycle because this will lead to reduction in radio toxicity. Because of this, the AHWR has alternate fuel options, given it has diverse fuel cycles. It can do closed types and once through types of fuel cycles. The overall aspect of the AHWR is primed for high burn up with thorium based fuel (BARC, 2013). Recycled thorium that is recovered from the reactor is then sent back, and plutonium is stored to be later used for a fast breeder reactor. As of 2017, the design was in the final stages of validation.
Қауіпсіздік инновациясы
Бұрынғы ядролық апаттар, мысалы, Чернобыль және Фукусима, құрылыстың және нысандарды күтіп ұстаудың жақсартуын аса маңызды етті. Бұл апаттар уран-235 реакторларының қатысуымен және олар орналасқан нысандардың нашар құрылымының нәтижесінде болды. Осы оқиғалардан кейін Халықаралық атом энергиясы агенттігі осындай апаттардың қайта орын алуын болдырмау үшін ядролық нысандардағы қағидаларды күшейтті. Реактордың балқып кетуінен қорғанудың ең маңызды шараларының бірі – реактордан радиоактивтілік таралуының алдын алу. "Тереңдікте қорғаныс" ядролық нысандарда радиоактивтілікті ұстап тұрудың ең тиімді тәсілін қамтамасыз ету үшін қолданылатын әдіс. АВХР "Тереңдікте қорғаныс" процесін енгізді, ол реакторларда радиоактивтілікті өз ішінде ұстап тұру үшін қажетті жабдықтар мен талаптарды пайдаланады. "Тереңдікте қорғаныс" әдісі адам қателіктері мен жабдықтардың істен шығуын азайту үшін орындалуы тиіс процедураларды белгілейді.
Past nuclear meltdowns such as Chernobyl and Fukushima have made the improvement of construction and maintenance of facilities to be crucial. These accidents were with the involvement of uranium 235 reactors and the poor structures of the facilities they were in. Since then, International Atomic nuclear Association has stepped up protocols in nuclear facilities in order to prevent these accidents from occurring again. One of the top security measures for a meltdown is containment of radioactivity from escaping the reactor. The Defence in Depth is a method used in nuclear facilities to acquire the most effective practice of radioactive containment. The AWHR has acquired the Defense in Depth process which is used in reactors adopting provisions and required equipment in order to retain the radioactivity within the core. The Defense in Depth method establishes procedures that must be followed in order to reduce human error incidents and machine malfunctions.