高圧水力発電装置
インドのグジャラート州に建設中のIPHWR-700ユニット2基を備えたカクラパル原子力発電所

IPHWR （インド加圧重水炉）は、バーバ原子力研究センターが設計したインドの加圧重水炉の一種である。[ 1 ]ベースラインの220MWe設計は、ラジャスタン州ラワットバタに建設されたCANDUベースのRAPS-1およびRAPS-2原子炉から発展した。後に設計は国産化され、540MWeおよび700MWeに拡張された。現在、インド各地で様々なタイプのユニットが19基稼働しており（IPHWR-220が14基、IPHWR-540が2基、IPHWR-700が3基）、さらに13基のIPHWR-700原子炉が建設中または計画中である。

IPHWR-220

インドで最初に建設されたPHWRユニット（RAPS-1とRAPS-2）は、カナダのCANDU設計に基づいており、オンタリオ州ダグラスポイントに建設された最初のカナダの実規模原子炉に似ています。これらの原子炉はカナダ政府との協力で建設されました。1963年に開始された100MWeのRAPS-1は、主にカナダのAECLから供給された機器と技術を使用して建設されました。RAPS-1は1973年に稼働を開始しましたが、スマイリング・ブッダ作戦の一環としてインドが核兵器開発に成功したことを受けてカナダの協力が終了したため、RAPS-2の稼働は1981年まで完了しませんでした。その後、より大容量の派生型が、インドのメーカーであるラーセン・アンド・トゥブロ社およびバーラト重電機社と提携して、バーバ原子力研究センターによって開発されましたその後、220MWeの発電容量を持つ完全インド設計の原子炉が設計され、タミル・ナードゥ州カルパッカムにMAPS-1およびMAPS-2と命名された2基の原子炉が建設された。MAPS-1およびMAPS-2の設計はRAPS-1およびRAPS-2から発展したもので、沿岸部に適した改良が行われたほか、RAPS -1およびRAPS-2では冷却材喪失事故（LOCA）発生時の格納容器ピーク圧力を抑制するために、ダウニングタンクの代わりに圧力抑制プールが導入された。さらに、MAPS-1およびMAPS-2は部分的な二重格納容器構造を採用している。この設計はさらに改良され、インドにおけるその後のすべてのPHWRユニットは二重格納容器構造を採用している。[ 2 ]

先行ユニットの設計・運転経験と国内研究開発の取り組みに基づき、NAPS-1および2には大幅な改良が加えられました。これらのユニットは、後にIPHWR-220と命名されたインドの標準化されたPHWRユニットの基礎となりました。

後継ユニットであるKGS-1、KGS-2、RAPS-3、RAPS-4、RAPS-5、RAPS-6、KGS-3、KGS-4の設計は、インドの標準的なPHWR設計に基づいています。これらの設計における主な改良点は、バルブレス一次熱輸送システムとユニット化された制御室のコンセプトです。さらに、これらのユニットの設計には、技術の進歩に対応するため、制御・計装システムの改良とコンピュータベースのシステムの導入も含まれています。

高圧水力発電装置-540

IPHWR-220の設計完了後、 1984年頃、インド原子力公社（NPCIL）と提携し、バーバ原子力研究センター（BARC）の支援の下、より大規模な540MWeの設計が開始されました。 [ 3 ]この設計の原子炉2基は2000年からマハラシュトラ州タラプールに建設され、最初の原子炉は2005年9月12日に稼働を開始しました。この原子炉はタラプール3号機とタラプール4号機の2基のみが建設されました。この設計は後に700MWeにアップグレードされました

IPHWR-700

IPHWR-540の設計は後に700MWeにアップグレードされ、燃料効率の向上と、インド全土の多くの場所にフリートモードとして設置できる標準化された設計の開発が主な目的となりました。また、第3世代以降の機能 を組み込むように設計がアップグレードされました

700MWe PHWRの設計には、インドのPHWRで初めて導入された、冷却材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ブ、受動崩壊熱除去システム、地域過出力保護、格納容器スプレーシステム、移動式燃料移送機、および内部格納容器壁の鋼製ライナーなど、いくつかの機能が含まれています。[ 4 ]

NPCILは2031年から2032年までに、さらに18基の原子力発電所を建設する計画で、これらを合わせると13,800MWeの電力を生産できる。これにより、エネルギーミックスにおける原子力発電の総量は22,480MWeに達する。[ 5 ]

原子炉群

IPHWR-220

ナロラ原子力発電所の2基

カクラパル原子力発電所2号機

海賀原子力発電所4号機

マドラス原子力発電所2号機

4ラジャスタン原子力発電プロジェクトで

IPHWR-540

タラプール原子力発電所2号機

IPHWR-700

カクラパル原子力発電所2号機

海賀原子力発電所2号機

ゴラクプール原子力発電所2号機

2 ラジャスタン原子力発電プロジェクトで

マヒバンスワラ原子力発電所に4基建設予定

設計

加圧重水炉概略図

IPHWR 原子炉は水平圧力管型です。これはCANDU原子炉から派生したものです。これらの管はカランドリアと呼ばれる水平容器に収められています。容器は重水減速材で満たされています。独立した各管は、二酸化炭素ガスが循環する管の中にあります。管にはそれぞれ 12 体の燃料集合体と循環する加圧重水冷却材が含まれています。この冷却材は燃料 (天然二酸化ウラン) から熱を集め、それを二次冷却水に伝えて蒸気発生器で蒸気を発生させます。この蒸気が交流同期発電機に接続されたタービンを回し、11kV または 20kV 50 Hz の交流電流を生成します。その後、この蒸気は凝縮され、再加熱され、脱気されて原子炉に送り返されます。減速材の重水は循環し続け、約 70 ℃ に維持されます。核分裂連鎖反応はカドミウムまたはホウ素の制御棒を使用して制御されます。減速材に硝酸ガドリニウムと呼ばれる毒物を注入するスクラムシステムを備えています。原子炉はフルパワー運転中でも燃料交換が可能で、更なる利点があります。原子炉の発電効率は約29～30%です。これらの原子炉は非常に安全で、多くの革新的な安全システムを備えています。これらはインドの3段階原子力発電計画の第一段階にあたります。

技術仕様

仕様 IPHWR-220 [ 2 ]IPHWR-540 [ 6 ] [ 7 ] [ 8 ] [ 3 ]IPHWR-700 [ 4 ]
熱出力、MWth 754.5 1730 2166/2177
有効電力、MWe 220 540 700
効率、正味％ 27.8 28.08 29.08
冷却水温度（℃）
炉心冷却材入口 249 266 266
炉心冷却材出口 293.4 310 310
一次冷却材 重水
二次冷却材 軽水
減速材 重水
原子炉運転圧力、kg/cm² （ 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 KW/KgU - 235 MW/m 3
平均コア出力密度、MW/m 310.13 - 12.1
燃料 焼結天然UO₂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本のチャンネルに4704本の燃料集合体
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個の元素
再装填燃料の濃縮 U-235 0.7%
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 ステンレス鋼 カドミウム/SS
中性子吸収剤 無水ホウ酸 ホウ素
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

さらなる開発

NPCILはバーラト小型モジュール炉（BSMR）を開発しており、民間企業に対し、各社の製造拠点にBSMRを建設する受注を呼びかけており、現在までに6社が応募している。これは、より大型のIPHWR-220をベースとした、出力220MWeのコンパクトなPHWR小型モジュール炉である。 [ 9 ]

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21日閲覧
  2. ^ a b「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）から2022年5月17日時点のアーカイブ。 2021年3月21日閲覧。
  3. ^ a b 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。
  4. ^ a b「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。
  5. ^ 「インド、2032年までに原子力発電所18基を増設、総発電容量13,800MWeに：NPCIL」 The Indian Express 2024年2月25日2024年3月4日閲覧。
  6. ^ 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.
  7. ^ 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。
  8. ^ 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 .
  9. ^インドの小型原子炉RFPへのより幅広い参加を可能にするために締め切りが延長された、World Nuclear News、2025年10月8日。
「 https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=IPHWR&oldid=1324527309」より引用