El IPHWR ( reactor de agua pesada presurizada de la India ) es una clase de reactores de agua pesada presurizada de la India diseñados por el Centro de Investigación Atómica Bhabha . [1] El diseño de referencia de 220 MWe se desarrolló a partir de los reactores RAPS-1 y RAPS-2 basados en CANDU construidos en Rawatbhata , Rajasthan. Más tarde, el diseño se ingenió basándose en la tecnología VVER , que se escaló a diseños de 540 MW y 700 MW . Actualmente hay 18 unidades de varios tipos en funcionamiento en varias ubicaciones de la India.
Las primeras unidades PHWR construidas en la 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 equipo y tecnología suministrados por AECL , Canadá. El RAPS-1 se puso en servicio en 1973, pero el cese de la cooperación canadiense a la luz del exitoso desarrollo de armas nucleares por parte de la India como parte de la Operación Smiling Buddha, la puesta en servicio del RAPS-2 solo pudo completarse en 1981. La India recibió la ayuda de la Unión Soviética, cuya tecnología VVER (reactor de agua a presión) se utilizó como diseño para la indigenización por parte del Centro de Investigación Atómica Bhabha en asociación con los fabricantes indios Larsen & Toubro y Bharat Heavy Electricals Limited . Posteriormente, se diseñó un diseño totalmente indio de 220 MWe de capacidad de energía y se construyeron dos unidades en Kalpakkam, en el estado de Tamil Nadu, bautizadas como MAPS-1 y MAPS-2. El diseño de MAPS-1 y MAPS-2 se desarrolló a partir de RAPS-1 y RAPS-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 rociado en RAPS-1 y RAPS-2. Además, MAPS-1 y MAPS-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 en el diseño y funcionamiento de unidades anteriores y los esfuerzos de investigación y desarrollo autóctonos, se introdujeron modificaciones importantes en las unidades NAPS-1 y 2. Estas unidades son la base de las unidades PHWR indias estandarizadas, posteriormente designadas 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, sigue el diseño estándar de los reactores de agua de pozo indios. Las principales mejoras de 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 y la incorporación de sistemas informáticos para adaptarse a los avances tecnológicos.
Una vez finalizado el diseño del IPHWR-220, se inició un diseño más grande de 540 MWe en 1984 bajo la égida de BARC en asociación 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. Solo se construyeron dos reactores de este tipo, es decir, Tarapur-3 y Tarapur-4. El diseño se actualizó más tarde a un diseño de 700 MWe.
El diseño del IPHWR-540 se actualizó posteriormente 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 parte de un esfuerzo de flota. El diseño también se actualizó para incorporar características de la Generación III+ .
El diseño del PHWR de 700 MWe incluye algunas características que se introducen por primera vez en los PHWR indios, que incluyen ebullición parcial en la salida del canal de refrigerante, intercalación de alimentadores del sistema de transporte de calor primario, sistema pasivo de eliminación de calor de desintegración, protección regional contra sobrealimentación, sistema de rociado de contención, máquina de transferencia de combustible móvil y un revestimiento de acero en la pared de contención interna. [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 matriz energética a 22.480 MWe. [5]
IPHWR-220
2 en la central atómica de Narora
2 en la central atómica de Kakrapar
4 en la central atómica de Kaiga
2 en la central atómica de Madrás
4 en el Proyecto de Energía Atómica de Rajastan
IPHWR-540
2 en la central atómica de Tarapur
IPHWR-700
2 en la central atómica de Kakrapar
2 en la central atómica de Kaiga
2 en la central nuclear de Gorakhpur
2 en el Proyecto de Energía Atómica de Rajastan