Prototyp Fast Breeder Reactor

PFBR
Generation Generation IV reaktor
Reaktor koncept Natriumkyld snabbreaktor
Reaktorlinje IFBR (Indian Fast-breeder Reactor)
Designad av IGCAR
Tillverkad av BHAVINI
Status Under utveckling
Huvudparametrar för reaktorhärden
Bränsle ( klyvbart material ) 235 U / 239 Pu ( NEU / 239 Pu / MOX )
Bränsletillstånd Fast
Neutronenergispektrum Snabb
Primär kontrollmetod styrstavar
Primär kylvätska Flytande natrium
Reaktoranvändning
Primär användning Uppfödning av 233 U för AHWR-300 och Generering av el
Ström (termisk) 1253
Ström (elektrisk) 500
Prototyp Fast Breeder Reactor
Land Indien
Plats Madras
Koordinater Koordinater :
Status Under konstruktion
Bygget började 2004
kommissionens datum Oktober 2022 (planerad)
Konstruktions kostnader 5 850 miljarder INR (motsvarande 180 miljarder INR eller 2,29 miljarder US$ 2020)
Ägare BHAVINI
Operatör(er) BHAVINI
Kärnkraftverk
Typ av reaktor snabb uppfödare
Kylkälla
Kraftproduktion
Namnskyltens kapacitet 500 MW
[ redigera på Wikidata ]

Prototype Fast Breeder Reactor ( PFBR ) är en 500 MWe snabbuppfödande kärnreaktor som för närvarande konstrueras vid Madras Atomic Power Station (MAPS) i Kalpakkam , Indien . Indira Gandhi Center for Atomic Research (IGCAR) ansvarar för designen av denna reaktor. Anläggningen bygger på årtionden av erfarenhet från driften av Fast Breeder Test Reactor ( FBTR) med lägre effekt. Ursprungligen planerad att tas i drift 2010, konstruktionen av reaktorn led av flera förseningar. Från och med december 2022 förväntades Prototype Fast Breeder Reactor vara färdig 2024.

Bakgrund

Kalpakkam PFBR är designad för att använda uran-238 för att odla plutonium i en natriumkyld snabbreaktordesign . Överskottet av plutonium (eller uran-233 för toriumreaktorer) från varje snabbreaktor kan användas för att sätta upp fler sådana reaktorer och öka kärnkraftskapaciteten i takt med Indiens behov av kraft. PFBR är en del av kärnkraftsprogrammet i tre steg .

Indien har förmågan att använda toriumcykelbaserade processer för att utvinna kärnbränsle. Detta är av särskild betydelse för den indiska kärnkraftsgenereringsstrategin eftersom Indien har en av världens största reserver av torium , som kan ge kraft i mer än 10 000 år, och kanske så länge som 60 000 år.

Historia

Konstruktionen av denna reaktor startades på 1980-talet, som en prototyp för en 600 MW FBR. Byggandet av de två första FBR planeras i Kalpakkam, efter ett år av framgångsrik drift av PFBR. Andra fyra FBR är planerade att följa efter 2030, på platser som ska definieras.

2007 var reaktorn planerad att börja fungera 2010, men från och med 2019 förväntades den nå första kriticitet 2020. Kraftön i detta projekt konstruerades av Bharat Heavy Electricals Limited (BHEL), Indiens största kraftutrustningsföretag. [ citat behövs ]

I juli 2017 rapporterades det att reaktorn är i sista förberedelse för att bli kritisk. Men i augusti 2020 rapporterades det att reaktorn kunde bli kritisk först i december 2021.

Från och med februari 2021 har cirka 6 840 crore (856,60 miljoner USD) spenderats på konstruktionen och driftsättningen av reaktorn. Reaktorn förväntas nu vara i drift i oktober 2022.

Tekniska detaljer

Schematiskt diagram som visar skillnaden mellan loop- och pooldesignen för en snabbuppfödningsreaktor av flytande metall . Pooltypen har större termisk tröghet mot förändringar i temperatur, vilket därför ger mer tid att stänga av/ SCRAM under en olyckssituation med förlust av kylvätska .

Reaktorn är en pool av typ LMFBR med 1 750 ton natrium som kylmedel. Designad för att generera 500 MWe elektrisk kraft, med en livslängd på 40 år, kommer den att förbränna ett blandat uran-plutonium MOX-bränsle , en blandning av PuO
2 och UO
2 . En bränsleutbränning på 100 GWd/t förväntas. Advanced Fuel Fabrication Facility (AFFF), under ledning av Bhabha Atomic Research Center (BARC), är Tarapur ansvarig för tillverkningen av bränslestavar. AFFF faller under "Nuclear Recycle Board" av Bhabha Atomic Research Center. AFFF har tidigare ansvarat för tillverkning av bränslestavar av olika slag.

Säkerhetsaspekter

Prototypen av snabbuppfödningsreaktorn har en negativ tomrumskoefficient , vilket säkerställer en hög nivå av passiv kärnkraftssäkerhet . Detta innebär att när reaktorn överhettas (under kokpunkten för natrium) minskar hastigheten på klyvningskedjereaktionen, vilket sänker effektnivån och temperaturen. På liknande sätt, innan ett sådant potentiellt positivt tomrumstillstånd kan bildas från en fullständig förlust av kylvätskeolycka , möjliggörs tillräckliga kylvätskeflödeshastigheter genom användning av konventionell pumptröghet, tillsammans med flera inloppsperforeringar, för att förhindra det möjliga olycksscenariot med en enda blockering stoppa kylvätskeflödet.

Det aktiva säkerhetssystemet för reaktoravfallsvärmeborttagning består av fyra oberoende kylvätskekretsar med en kapacitet på 8 MWt vardera. Ytterligare aktiva försvar mot den positiva återkopplingsmöjligheten inkluderar två oberoende SCRAM- avstängningssystem, utformade för att stänga av klyvningsreaktionerna effektivt inom en sekund, där den återstående sönderfallsvärmen sedan måste kylas under ett antal timmar av de 4 oberoende kretsarna.

Det faktum att PFBR kyls av flytande natrium skapar ytterligare säkerhetskrav för att isolera kylvätskan från omgivningen, särskilt vid en olycka med förlust av kylvätska, eftersom natrium exploderar om det kommer i kontakt med vatten och brinner när det kommer i kontakt med luft. Den sistnämnda händelsen inträffade i Monju-reaktorn i Japan 1995, även om natrium endast brinner försiktigt i luften, och natriumläckan släppte inga radioaktiva ämnen. Ett annat övervägande med användningen av natrium som kylmedel är absorptionen av neutroner för att generera den radioaktiva isotopen 24
Na , som har en halveringstid på 15 timmar .

Se även

externa länkar

Hämtad från " https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Prototype_Fast_Breeder_Reactor&oldid=1134058792 "