IPHWR-700

IPHWR-700型原子炉
IPHWR-700型原子炉
	インドのグジャラート州で建設中のカクラパル原子力発電所の原子炉3号機と4号機
世代	第3世代+原子炉
原子炉のコンセプト	加圧重水炉
リアクターライン	IPHWR（インド加圧重水炉）
デザイン：	NPCIL
製造元	NPCIL
状態	3 運用; 3件建設中; 12 計画中;
原子炉コアの主なパラメータ
燃料（核分裂性物質）	235 U (核/硫黄/低酸素)
燃料状態	固体
中性子エネルギースペクトル	サーマル
主な制御方法	制御棒
主なモデレーター	重水
一次冷却材	重水
原子炉の使用
主な用途	発電
電力（熱）	2166 MWth
電力（電気）	700MWe

IPHWR -700（インド加圧重水炉-700）は、インド原子力発電公社（NPCIL）が設計したインドの加圧重水炉です。 ^[1]CANDU型原子炉をベースとした220MWおよび540MWの設計をベースとして開発された、第3世代+原子炉です。700MWの発電能力があります。現在、3基が稼働中、3基が建設中、さらに12基の建設が計画されており、総工費は1兆5,000億ルピー（120億米ドル）です。

発達

PHWR技術は、1960年代後半にラジャスタン州で建設されたCANDU炉 RAPS-1の建設によってインドに導入されました。初号機の主要部品はすべてカナダから供給され、インドは建設、設置、試運転を行いました。1974年、インドが初の核兵器実験「スマイリング・ブッダ」を実施した後、カナダはプロジェクトへの支援を停止しました。これにより、RAPS-2の試運転は1981年まで延期されました。^[2]

カナダがプロジェクトから撤退した後、バーバ原子力研究センターとインド原子力公社（NPCIL）による研究、設計、開発作業により、インドは援助なしでプロジェクトを進めることができました。一部の産業界のパートナーが製造と建設作業を行いました。40年以上にわたり、インド設計の220MW原子炉15基が建設されました。新たな安全システムが導入され、信頼性が向上し、設備利用率の向上とコスト削減が実現しました。

NPCILは規模の経済性を実現するために、540MWの設計を開発しました。このうち2基はタラプール原子力発電所に建設されました。

余剰熱余裕を活用するための再設計の結果、540MWのPHWR設計は、大きな設計変更を加えることなく700MWの出力を達成しました。これらの国産原子炉の部品のほぼ100%はインド産業界によって製造されています。^[3]

デザイン

他の加圧重水炉と同様に、IPHWR-700は重水（重水素、D2O _）を冷却材および中性子減速材として使用します。この設計は、インドの他の標準化された加圧重水炉の特徴を継承しており、以下の特徴が含まれます。^[4]

2つの多様で高速なシャットダウンシステム
原子炉建屋の二重格納容器
水を満たしたカランドリアの金庫
一体型カランドリア - エンドシールドアセンブリ
それぞれのカランドリア管から分離されたZr-2.5%Nb圧力管
圧力管の漏れを監視するために二酸化炭素（再循環）で満たされたカランドリア管

また、次のようないくつかの新機能もあります。

冷却水チャネル出口での部分沸騰
一次熱輸送システムフィーダーのインターリービング
受動的な崩壊熱を除去するシステム
過剰な権力からの地域保護
封じ込めスプレーシステム
移動式燃料移送機
鋼鉄製の囲い壁

この原子炉は過剰反応度が低いため、燃料や減速材内に中性子毒を必要としません。これらの設計は、福島第一原子力発電所の事故で発生したような冷却材喪失事故にも対応します。^[5]

手術

原子炉燃料にはジルカロイ4被覆管を用いた天然ウラン燃料が使用されています。炉心は2166MWの熱を発生し、熱効率32%で700MWの電力に変換されます。原子炉内の過剰反応度が低いため、運転中は継続的に燃料補給が必要です。原子炉の推定寿命は40年です。^[6]

カクラパール原子力発電所3号機は2021年1月10日に送電網に接続された。^[7]

原子炉艦隊

IPHWR-700原子炉群
発電所	位置	オペレーター	ユニット	総容量	状態	作戦開始
運用中
KAPS-3	カクラパル、グジャラート州	NPCIL	700×2	1400	運用	2021年^[7]^[8]
KAPS-4	カクラパル、グジャラート州	NPCIL	700×2	1400	運用	2024年^[9]
RAPS-7	ラジャスタン州ラワットバタ	NPCIL	700×1	700	運用	2025年^[10]
工事中
RAPS-8	ラジャスタン州ラワットバタ	NPCIL	700×1	700	工事中	2026
GHAVP-1	ゴーラクプル、ハリヤナ州		700×2	1400	工事中	2028
GHAVP-2	ゴーラクプル、ハリヤナ州		700×2	1400	工事中	2029
マヒ・バンスワラ 1	バンスワラ、ラジャスタン州	アシュヴィニJV - アヌシャクティ・ヴィディユット・ニガム	700×4	2800	計画済み	2032年頃
マヒ・バンスワラ 2
マヒ・バンスワラ 3
マヒ・バンスワラ 4
チュトカ1	チュトカ、マディヤ・プラデーシュ州	NPCIL	700×2	1400
チュトカ2	チュトカ、マディヤ・プラデーシュ州		700×2	1400
GHAVP-3	ゴーラクプル、ハリヤナ州		700×2	1400
GHAVP-4	ゴーラクプル、ハリヤナ州		700×2	1400
KGS-5	カイガ、カルナータカ州	NPCIL	700×2	1400	計画済み	2030
KGS-6	カイガ、カルナータカ州	NPCIL	700×2	1400	計画済み	2031

技術仕様

仕様	IPHWR-220 ^[11]	IPHWR-540 ^[12]^[13]^[14]^[15]	IPHWR-700 ^[16]
熱出力、MWth	754.5	1730	2166
有効電力、MWe	220	540	700
効率、純%	27.8	28.08	29.00
冷却水温度、°C:
炉心冷却材入口	249	266	266
コア冷却出口	293.4	310	310
一次冷却材	重水
二次冷却材	軽水
モデレーター資料	重水
原子炉運転圧力、kg/cm ² (g)	87	100	100
アクティブコアの高さ、cm	508.5	594	594
等価コア径、cm	451	–	638.4
平均燃料出力密度	9.24 キロワット/キログラム		235 MW/m ³
平均コア出力密度、MW/m ³	10.13		12.1
燃料	焼結天然UO ₂ペレット
被覆管材料	ジルカロイ-2	ジルカロイ-4
燃料集合体	3672	5096	392のチャネルに4704個の燃料バンドル
集合体内の燃料棒の数	3つのリングに19個の要素	37	4つのリングに37個の要素
再装填燃料の濃縮	0.7% U-235
燃料サイクルの長さ（月）	24	12	12
平均燃料燃焼度、MW・日/トン	6700	7500	7050
制御棒	SS/Co	カドミウム/SS
中性子吸収体	無水ホウ酸	ボロン
残留熱除去システム	アクティブ: 冷却システムのシャットダウン受動態：蒸気発生器を通じた自然循環	アクティブ: 冷却システムのシャットダウン受動態：蒸気発生器を通じた自然循環およびパッシブディケイ熱除去システム
安全注入システム	緊急炉心冷却システム

参照

IPHWR、インドの PHWR のクラス。
IPHWR-220、IPHWR-700の初期の低出力型
インドのPHWR設計の前身であるCANDU
AHWR-300、インドの3段階原子力発電計画のためのトリウム燃料PHWR設計
インドの3段階の原子力発電計画
インドの原子力発電

参考文献

^ “ANU SHAKTI: インドの原子力エネルギー”. BARC. 2020年6月26日時点のオリジナルよりアーカイブ。2019年11月13日閲覧。
^ 「ラジャスタン原子力発電所（RAPS）」核脅威イニシアチブ、2003年9月1日。 2017年2月18日閲覧。
^ 「加圧重水炉」PIB . S. Banerjee博士。
^ 「Status report 105 – Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)」(PDF) IAEA. 2023年4月17日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2019年11月13日閲覧。
^ 「先進大型水冷却炉」（PDF） IAEA。
^ 「先進大型水冷却炉」（PDF） IAEA。
^ ab 「カクラパール原子力発電所3号機、送電網に同期」Live Mint、2021年1月10日。 2021年1月18日閲覧。
^ 「インドの将来艦隊の明るい展望」Nuclear Engineering International . 2020年7月20日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2020年4月13日閲覧。
^ 「2024年3月のNPCILの主な成果」（PDF）NPCIL、2024年4月16日。
^ 「インド、原子力発電所建設プロジェクトの最新情報を発表」World Nuclear News、2022年12月16日。
^ 「Status report 74 – Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220)」（PDF）国際自動車エネルギー機関2011年4月4日オリジナル（PDF）より2022年5月17日時点のアーカイブ。 2021年3月21日閲覧。
^ Soni, Rakesh; Prasad, PN. 「インドのPHWRにおける燃料技術の進化」（PDF） .国際原子力機関. S. Vijayakumar, AG Chhatre, KPDwivedi.
^ Muktibodh, UC (2011). 「インドにおける220MWe、540MWe、700MWeのPHWRの設計、安全性、運用性」。近い将来導入される先進的原子炉技術に関する地域間ワークショップ。
^ Bajaj, SS; Gore, AR (2006). 「インドのPHWR」.原子力工学設計. 236 ( 7–8 ): 701– 722. Bibcode :2006NuEnD.236..701B. doi :10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.
^ Singh, Baitej (2006年7月). 「540 MWe PHWRの物理設計と安全性評価」(PDF) . BARCニュースレター. 270. 2013年5月22日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2021年3月23日閲覧。
^ 「Status report 105 – Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)」(PDF)。国際原子力機関 (IAEA ) 。2011年8月1日。 2023年4月17日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2021年3月20日閲覧。

[1] “ANU SHAKTI: インドの原子力エネルギー”. BARC. 2020年6月26日時点のオリジナルよりアーカイブ。2019年11月13日閲覧。

[nti-2] 「ラジャスタン原子力発電所（RAPS）」核脅威イニシアチブ、2003年9月1日。 2017年2月18日閲覧。

[3] 「加圧重水炉」PIB . S. Banerjee博士。

[4] 「Status report 105 – Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)」(PDF) IAEA. 2023年4月17日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2019年11月13日閲覧。

[5] 「先進大型水冷却炉」（PDF） IAEA。

[6] 「先進大型水冷却炉」（PDF） IAEA。

[lm-102021-7] 「カクラパール原子力発電所3号機、送電網に同期」Live Mint、2021年1月10日。 2021年1月18日閲覧。

[8] 「インドの将来艦隊の明るい展望」Nuclear Engineering International . 2020年7月20日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2020年4月13日閲覧。

[9] 「2024年3月のNPCILの主な成果」（PDF）NPCIL、2024年4月16日。

[Dec22-10] 「インド、原子力発電所建設プロジェクトの最新情報を発表」World Nuclear News、2022年12月16日。

[aris_220-11] 「Status report 74 – Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220)」（PDF）国際自動車エネルギー機関2011年4月4日オリジナル（PDF）より2022年5月17日時点のアーカイブ。 2021年3月21日閲覧。

[12] Soni, Rakesh; Prasad, PN. 「インドのPHWRにおける燃料技術の進化」（PDF） .国際原子力機関. S. Vijayakumar, AG Chhatre, KPDwivedi.

[13] Muktibodh, UC (2011). 「インドにおける220MWe、540MWe、700MWeのPHWRの設計、安全性、運用性」。近い将来導入される先進的原子炉技術に関する地域間ワークショップ。

[14] Bajaj, SS; Gore, AR (2006). 「インドのPHWR」.原子力工学設計. 236 ( 7–8 ): 701– 722. Bibcode :2006NuEnD.236..701B. doi :10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.

[baitej-15] Singh, Baitej (2006年7月). 「540 MWe PHWRの物理設計と安全性評価」(PDF) . BARCニュースレター. 270. 2013年5月22日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2021年3月23日閲覧。

[aris_700-16] 「Status report 105 – Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)」(PDF)。国際原子力機関 (IAEA ) 。2011年8月1日。 2023年4月17日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2021年3月20日閲覧。