El IPHWR ( Reactor indio de agua pesada presurizada ) es una clase de reactores indios de agua pesada presurizada diseñados por el Centro de Investigación Atómica Bhabha . [1] El diseño básico de 220 MWe se desarrolló a partir de los reactores RAPS-1 y RAPS-2 basados en CANDU construidos en Rawatbhata , Rajasthan. Posteriormente el diseño se basó en tecnología VVER que se escaló a diseños de 540 MW y 700 MW . Actualmente hay 17 unidades de diversos tipos operativas en varios lugares de la India.
Las primeras unidades PHWR construidas en India (RAPS-1 y RAPS-2) son de diseño CANDU canadiense similar al primer reactor canadiense a gran escala construido en Douglas Point, Ontario . Los reactores se instalaron en colaboración con el Gobierno de Canadá. A partir de 1963, el RAPS-1 de 100 MWe se construyó principalmente con equipos y tecnología suministrados por AECL , Canadá. RAPS-1 se puso en servicio en 1973, pero el cese de la cooperación canadiense a la luz del desarrollo exitoso de armas nucleares por parte de la India como parte de la Operación Buda Sonriente, la puesta en servicio del RAPS-2 no pudo completarse hasta 1981. India recibió ayuda de la Unión Soviética, cuyo VVER ( La tecnología tipo reactor de agua a presión fue utilizada como diseño para la indigenización por el Centro de Investigación Atómica Bhabha en asociación con los fabricantes indios Larsen & Toubro y Bharat Heavy Electricals Limited . Sucesivamente se diseñó un diseño totalmente indio de 220 MWe de potencia y se construyeron dos unidades en Kalpakkam , en el estado de Tamil Nadu, bautizadas MAPS-1 y MAPS-2. El diseño de MAPS-1 y 2 evolucionó a partir de RAPS-1 y 2, con modificaciones realizadas para adaptarse a la ubicación costera y también la introducción de una piscina de supresión para limitar la presión máxima de contención en caso de accidente por pérdida de refrigerante (LOCA) en lugar de tanques de inmersión en RAPS-1 y 2. Además, MAPS-1 y 2 tienen doble contención parcial. Este diseño se mejoró aún más y todas las unidades PHWR posteriores en India tienen doble contención. [2]
Con la experiencia del diseño y operación de unidades anteriores y los esfuerzos locales de I+D, se introdujeron modificaciones importantes en NAPS-1 y 2 . Estas unidades son la base de las unidades PHWR indias estandarizadas que posteriormente se designaron como IPHWR-220.
El diseño de las unidades posteriores, es decir, KGS-1, KGS-2, RAPS-3, RAPS-4, RAPS-5, RAPS-6, KGS-3 y KGS-4, es de diseño PHWR estándar indio. Las principales mejoras en estos diseños incluyen un sistema de transporte de calor primario sin válvulas y un concepto de sala de control unificada. Además, el diseño de estas unidades incluyó mejoras en el sistema de Control e Instrumentación e incorporación de sistemas basados en computadora para adaptarse al avance de la tecnología.
Una vez finalizado el diseño de IPHWR-220, se inició un diseño más grande de 540 MWe c. 1984 bajo los auspicios de BARC en colaboración con NPCIL. [3] Se construyeron dos reactores de este diseño en Tarapur, Maharashtra, a partir del año 2000 y el primero se puso en servicio el 12 de septiembre de 2005.
Posteriormente, el diseño del IPHWR-540 se actualizó a 700 MWe con el objetivo principal de mejorar la eficiencia del combustible y desarrollar un diseño estandarizado para instalarlo en muchos lugares de la India como un esfuerzo en modo flota. El diseño también se actualizó para incorporar características de Generación III+ .
El diseño de PHWR de 700 MWe incluye algunas características, que se introducen por primera vez en los PHWR de la India, que incluyen ebullición parcial en la salida del canal de refrigerante, entrelazado de alimentadores del sistema de transporte de calor primario, sistema de eliminación de calor de descomposición pasiva, protección regional contra sobrepotencia, rociado de contención. sistema, máquina móvil de transferencia de combustible y un revestimiento de acero en la pared de contención interior. [4]
Para 2031-2032, NPCIL planea construir 18 reactores nucleares más, que en conjunto tienen el potencial de producir 13.800 MWe de electricidad. Esto elevará la cantidad total de energía atómica en la combinación energética a 22.480 MWe. [5]