El IPHWR-700 ( Indian Pressurized Heavy Water Reactor-700 ) es un reactor de agua pesada presurizada indio diseñado por NPCIL . [1] Es un reactor de Generación III desarrollado a partir de diseños anteriores basados en CANDU de 220 MW y 540 MW. Puede generar 700 MW de electricidad. Actualmente hay dos unidades operativas, 6 unidades en construcción y 8 unidades más planificadas, a un costo de ₹ 1,05 lakh crore (US$13 mil millones).
Desarrollo
La tecnología PHWR se introdujo en la India a finales de los años 1960 con la construcción del RAPS-1 , un reactor CANDU en Rajastán . Todos los componentes principales de la primera unidad fueron suministrados por Canadá. La India se encargó de la construcción, la instalación y la puesta en servicio. En 1974, después de que la India llevara a cabo Smiling Buddha , su primera prueba de armas nucleares , Canadá dejó de apoyar el proyecto. Esto retrasó la puesta en servicio del RAPS-2 hasta 1981. [2]
Después de que Canadá se retiró del proyecto, el trabajo de investigación, diseño y desarrollo en el Centro de Investigación Atómica Bhabha y la Corporación de Energía Nuclear de la India (NPCIL) permitieron a la India continuar sin asistencia. La India recibió ayuda de la Unión Soviética, cuya tecnología VVER (reactor de agua a presión) se utilizó como diseño para la autóctona. Algunos socios industriales realizaron trabajos de fabricación y construcción. En cuatro décadas, se construyeron quince reactores de 220 MW de diseño autóctono. Se realizaron mejoras en el diseño original de VVER para reducir el tiempo y el costo de construcción. Se incorporaron nuevos sistemas de seguridad. Se mejoró la confiabilidad, lo que trajo consigo mejores factores de capacidad y menores costos.
Tras un rediseño para aprovechar los márgenes térmicos excedentes, el diseño de 540 MW PHWR alcanzó una capacidad de 700 MW sin muchos cambios de diseño. Casi el 100% de las piezas de estos reactores de diseño autóctono son fabricadas por la industria india. [3]
Diseño
Modelo I-PHWR700 instalado en la oficina de GCNEP, Haryana
Dos sistemas de apagado diversos y de acción rápida
Doble contención del edificio del reactor
Una bóveda de calandria llena de agua
Un conjunto integral de calandria y protector de extremo
Tubos de presión de Zr-2,5% Nb separados de los respectivos tubos de calandria
Un tubo de calandria lleno de dióxido de carbono (que se recircula) para monitorear la fuga del tubo de presión.
También tiene algunas características nuevas, entre las que se incluyen:
Ebullición parcial en la salida del canal de refrigerante
Intercalado de alimentadores del sistema de transporte de calor primario
Un sistema para eliminar el calor de desintegración pasiva
Protección regional contra el exceso de poder
Un sistema de pulverización de contención
Una máquina de transferencia de combustible móvil
Un muro de contención revestido de acero
El reactor tiene menos exceso de reactividad, por lo que no necesita veneno neutrónico en el combustible ni en el moderador. Estos diseños se ocupan del caso de un accidente por pérdida de refrigerante, como ocurrió en el desastre nuclear de Fukushima Daiichi . [5]
Operación
El combustible del reactor utiliza uranio natural con revestimiento de Zircaloy-4. El núcleo produce 2166 MW de calor que se convierten en 700 MW de electricidad con una eficiencia térmica del 32%. Debido a que hay menos exceso de reactividad dentro del reactor, es necesario reabastecerlo continuamente durante su funcionamiento. El reactor está diseñado para una vida útil estimada de 40 años. [6]
^ "ANU SHAKTI: Energía atómica en la India". BARC. Archivado desde el original el 26 de junio de 2020. Consultado el 13 de noviembre de 2019 .
^ "Rajasthan Atomic Power Station (RAPS)". Iniciativa sobre la amenaza nuclear . 1 de septiembre de 2003. Consultado el 18 de febrero de 2017 .
^ "Reactor de agua pesada presurizado". PIB . Dr. S Banerjee.
^ "Informe de situación n.º 105: reactor de agua a presión indio de 700 MWe (IPHWR-700)" (PDF) . OIEA.
^ "Reactores avanzados de gran tamaño refrigerados por agua" (PDF) . OIEA.
^ "Reactores avanzados de gran tamaño refrigerados por agua" (PDF) . OIEA.
^ ab "Unidad 3 de la planta nuclear de Kakrapar sincronizada con la red". Live Mint. 10 de enero de 2021. Consultado el 18 de enero de 2021 .
^ "Perspectivas brillantes para la futura flota de la India". Ingeniería nuclear internacional . Consultado el 13 de abril de 2020 .
^ "PRINCIPALES LOGROS DEL NPCIL EN MARZO DE 2024" (PDF) . NPCIL . 16 de abril de 2024.
^ ab "India ofrece información actualizada sobre proyectos de construcción nuclear". World Nuclear News . 16 de diciembre de 2022.
^ "Comienzo de la construcción de la flota de reactores de la India en 2023". World Nuclear News. 28 de marzo de 2022. Consultado el 29 de marzo de 2022 .
^ "Informe de situación 74: reactor de agua a presión indio de 220 MWe (IPHWR-220)" (PDF) . Agencia Internacional de Energía Atómica . 4 de abril de 2011 . Consultado el 21 de marzo de 2021 .
^ Soni, Rakesh; Prasad, PN. "Evolución de la tecnología de combustible para los reactores de agua a presión de la India" (PDF) . Organismo Internacional de Energía Atómica . S. Vijayakumar, AG Chhatre, KPDwivedi.
^ Muktibodh, UC (2011). "Diseño, seguridad y rendimiento operativo de reactores nucleares de 220 MWe, 540 MWe y 700 MWe en India". Taller interregional sobre tecnología avanzada de reactores nucleares para implementación a corto plazo .
^ Bajaj, SS; Gore, AR (2006). "El reactor nuclear de baja presión indio". Ingeniería nuclear y diseño . 236 (7–8): 701–722. Código Bibliográfico :2006NuEnD.236..701B. doi :10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.
^ Singh, Baitej (julio de 2006). «Diseño físico y evaluación de seguridad de un reactor de agua a presión de 540 MWe» (PDF) . Boletín BARC . 270. Archivado desde el original (PDF) el 22 de mayo de 2013. Consultado el 23 de marzo de 2021 .
^ "Informe de situación n.º 105: reactor de agua a presión indio de 700 MWe (IPHWR-700)" (PDF) . Organismo Internacional de Energía Atómica . 1 de agosto de 2011 . Consultado el 20 de marzo de 2021 .
