IPHWR-220

IPHWR-220原子炉クラス
カイガ原子力発電所、IPHWR-220原子炉4基
世代第2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：バーバ原子力研究センター
製造元PPED、DAE （現在はNPCILの一部）
状態14 運用
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）754.5 MWth
電力（電気）220MWe

IPHWR -220（インド加圧重水炉-220）は、インドのバーバ原子力研究センターが設計した加圧重水炉である。[ 1 ]ラジャスタン州ラワットバータに建設されたCANDU燃料をベースとしたRAPS-1およびRAPS-2原子炉から発展した第2世代原子炉である。220MWの発電能力を持つ。現在、インド各地で14基が稼働している。企業が自家用として利用するバーラト小型モジュール炉（BSMR）の設計基盤として利用されている。[ 2 ]

IPHWR設計はその後、540 MW および700 MW の設計、さらにAHWR-300設計に拡張されました。

原子炉艦隊

IPHWR-220原子炉群
発電所 位置 作戦開始 状態
マップス1カルパッカム、タミル・ナードゥ州 1984年1月27日 運用
マップス21986年3月21日
NAPS-1ナロラ、ウッタル・プラデーシュ州 1991年1月1日
NAPS-21992年7月1日
KAPS-1カクラパル、グジャラート州 1993年5月6日
KAPS-21995年9月1日
RAPS-3ラジャスタン州 ラワットバタ2000年6月1日
RAPS-42000年12月23日
RAPS-52010年2月4日
RAPS-62010年3月31日
KGS-1カイガ、カルナータカ州 2000年11月6日
KGS-22000年5月6日
KGS-32007年5月6日
KGS-42010年11月27日

技術仕様

仕様 IPHWR-220 [ 3 ]IPHWR-540 [ 4 ] [ 5 ] [ 6 ] [ 7 ]IPHWR-700 [ 8 ]
熱出力、MWth 754.5 1730 2166
有効電力、MWe 220 540 700
効率、純% 27.8 28.08 29.08
冷却水温度、°C: ?
     炉心冷却材入口 249 266
     コア冷却出口 293.4 310
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
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 310.13 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
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

参考文献

  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。2021年3月20日閲覧。
  2. ^ https://www.world-nuclear-news.org/articles/deadline-extended-to-allow-wider-participation-in-indian-small-reactor-rfp
  3. ^ 「Status report 74 - Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220)」（PDF）国際自動車機関2011年4月4日オリジナル（PDF）から2022年5月17日時点のアーカイブ。 2021年3月21日閲覧。
  4. ^ 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.
  5. ^ 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。
  6. ^ Bajaj, SS; Gore, AR (2006). 「インドのPHWR」.原子力工学設計. 236 ( 7–8 ): 701– 722. doi : 10.1016/j.nucengdes.2005.09.028 .
  7. ^ 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21日閲覧。
  8. ^ 「Status report 105 - Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)」（PDF） .国際原子力機関. 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。
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