IPHWR-220
IPHWR-220| IPHWR-220 원자로 클래스 | |
|---|---|
| 시대 | 제2세대 원자로 |
| 원자로 개념 | 가압 중수로 |
| 원자로 선로 | IPHWR (IPHWR) |
| 설계자 | 바바 원자력 연구소 |
| 제조자 | PPED, DAE(현재는 NPCIL의 일부) |
| 상황 | 14 운용 |
| 원자로 노심의 주요 파라미터 | |
| 연료(분열성 물질) | 235U(NU/SEU/LEU) |
| 연료 상태 | 단단한 |
| 중성자 에너지 스펙트럼 | 온도 |
| 일차 제어 방식 | 제어봉 |
| 프라이머리 모델레이터 | 중수 |
| 1차 냉각수 | 중수 |
| 원자로 사용 현황 | |
| 주요 용도 | 발전 |
| 전력(열) | 754.5 MWh |
| 전원(전기) | 220 MWe |
IPHWR-220(인도 가압 중수형 원자로-220)은 인도 바바 원자력 [1]연구 센터에서 설계한 가압 중수형 원자로이다.라자스탄 라와트바타에 건설된 초기 CANDU 기반 RAPS-1 및 RAPS-2 원자로에서 개발된 2세대 원자로이다.이 설계는 나중에 540 MW와 700 MW 설계로 확장되었습니다.220MW의 전력을 생산할 수 있다.현재 인도 각지에서 14대의 유닛이 가동되고 있습니다.
원자로 함대
| 발전소 | 위치 | 작업시작 | 상황 |
|---|---|---|---|
| MAPS-1 | 칼팍캄, 타밀나두 | 1984년 1월 27일 | 동작중 |
| MAPS-2 | 1986년 3월 21일 | ||
| NAPS-1 | 우타르프라데시 주 | 1991년 1월 1일 | |
| NAPS-2 | 1992년 7월 1일 | ||
| KAPS-1 | 카크라파르, 구자라트 주 | 1993년 5월 6일 | |
| KAPS-2 | 1995년 9월 1일 | ||
| RAPS-3 | 라자스탄 주 | 2000년 6월 1일 | |
| RAPS-4 | 2000년 12월 23일 | ||
| RAPS-5 | 2010년 2월 4일 | ||
| RAPS-6 | 2010년 3월 31일 | ||
| KGS-1 | 카르나타카 주 | 2000년 11월 6일 | |
| KGS-2 | 2000년 5월 6일 | ||
| KGS-3 | 2007년 5월 6일 | ||
| KGS-4 | 2010년 11월 27일 |
기술사양
| 사양 | IPHWR-220[2] | IPHWR-540[3][4][5][6] | IPHWR-700[7] |
|---|---|---|---|
| 열출력, MWh | 754.5 | 1730 | 2166 |
| 활성 전원, MWe | 220 | 540 | 700 |
| 효율, 순 % | 27.8 | 28.08 | 29.08 |
| 냉각수 온도(°C): | ? | ||
| 노심 냉각수 입구 | 249 | 266 | |
| 노심 냉각수 출구 | 293.4 | 310 | |
| 일차 냉각수 재료 | 중수 | ||
| 보조 냉각수 재료 | 경수 | ||
| 주최자재 | 중수 | ||
| 원자로 작동 압력, kg2/cm (g) | 87 | 100 | |
| 액티브 코어 높이(cm) | 508.5 | 594 | 594 |
| 등가 코어 직경(cm) | 451 | - | 638.4 |
| 평균 연료 출력 밀도 | 9.24 KW/KgU | 235 MW/m3 | |
| 평균 코어 전력 밀도(MW/m3) | 10.13 | 12.1 | |
| 연료 | 소결 천연 UO2 펠릿 | ||
| 피복관재 | 지르칼로이-2 | 지르칼로이-4 | |
| 연료 어셈블리 | 3672 | 5096 | 392채널에 4704개의 연료다발 |
| 어셈블리 내 연료 로드 수 | 3개의 링에 19개의 요소 | 37 | 4개의 링에 37개의 요소 |
| 재장전 연료 농축 | 0.7% U-235 | ||
| 연료 주기 길이(개월) | 24 | 12 | |
| 평균 연료 연소율(MW, 일/톤) | 6700 | 7500 | 7050 |
| 제어봉 | SS/Co | 카드뮴/SS | |
| 중성자 흡수체 | 무수 붕소 | 붕소 | |
| 잔류열 제거 시스템 | 액티브: 냉각 시스템 셧다운 수동형 : 증기발생기를 통한 자연순환 | 액티브: 냉각 시스템 셧다운 수동형 : 증기발생기를 통한 자연순환 및 패시브 붕괴 열 제거 시스템 | |
| 안전주입시스템 | 비상 노심 냉각 시스템 | ||
「 」를 참조해 주세요.
- IPHWR, 인도 PHWR 클래스
- IPHWR-700, IPHWR-220 설계의 3세대 이상 후계기
- CANDU, 인도 PHWR 설계의 전신
- AHWR-300, 인도 3단계 원자력 프로그램을 위한 토륨 연료 PHWR 설계
- 인도의 3단계 원자력 발전 계획
- 인도의 원자력
레퍼런스
- ^ "ANU SHAKTI: Atomic Energy In India". BARC.
- ^ "Status report 74 - Indian 220 MWe PHWR (IPHWR-220)" (PDF). International Automic Energy Agency. 2011-04-04. Retrieved 2021-03-21.
{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크) - ^ Soni, Rakesh; Prasad, PN. "Fuel technology evolution for Indian PHWRs" (PDF). International Atomic Energy Agency. S. Vijayakumar, A.G. Chhatre, K.P.Dwivedi.
{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크) - ^ Muktibodh, U.C (2011). "Design, Safety and Operability performances of 220 MWe, 540 MWe and 700 MWe PHWRs in India". Inter-Regional Workshop on Advanced Nuclear Reactor Technology for Near-term Deployment.
- ^ Bajaj, S.S; Gore, A.R (2006). "The Indian PHWR". Nuclear Engineering and Design. 236 (7–8): 701–722. doi:10.1016/j.nucengdes.2005.09.028.
- ^ Singh, Baitej (July 2006). "Physics design and Safety assessment of 540 MWe PHWR" (PDF). BARC Newsletter. 270.
- ^ "Status report 105 - Indian 700 MWe PHWR (IPHWR-700)" (PDF). International Atomic Energy Agency. 2011-08-01. Retrieved 2021-03-20.
{{cite news}}: CS1 maint :url-status (링크)
