先进重水反应堆
先进重水反应堆（AHWR）或AHWR-300是印度最新设计的下一代核反应器，其燃料核心使用钍。它计划成为印度三阶段燃料循环计划的第三阶段。[1]此阶段燃料循环计划原计划于2016年从一台300兆瓦（MWe）的原型机开始建造。[2]
| AHWR-300[3] | |
|---|---|
| 世代 | 第三代+反应堆 |
| 反应堆概念 | 钍加压重水反应堆 |
| 设计者 | 巴巴原子能研究中心( (BARC) |
| 制造商 | 印度核电有限公司（NPCIL,计划中） |
| 状态 | 正在开发中 |
| 反应堆堆芯主要参数 | |
| 燃料（裂变材料） | 232 Th / 233 U（ MOX）和232 Th / 239 Pu（ MOX） |
| 燃料状态 | 固体 |
| 中子能量 | 热的 |
| 主要控制方法 | 控制棒 |
| 主要缓速剂 | 重水 |
| 主冷却剂 | 轻水 |
| 反应器使用情况 | |
| 主要用途 | 发电 |
| 功率（热能） | 920兆瓦热 |
| 动力（电力） | 304兆瓦 |
KAMINI是印度第一座钍基实验反应堆。它以轻水为冷却剂和慢化剂，燃料为铀-233金属，铀-233金属由邻近的FBTR反应器利用的钍燃料循环产生。全功率下可产生30千瓦的热能。[4]
背景
[编辑]巴巴原子能研究中心( BARC) 已建成大型基础设施，用于促进先进重水反应器的设计和研发。其涵盖范围包括材料技术、关键部件、反应器物理和安全分析。[5]已建成多处设施用于试验此类反应器。先进重水反应器 (AHWR) 是压力管式重水反应器。印度政府原子能部(DAE) 正全额资助先进重水反应器的未来发展、当前的发展和设计。新型先进重水反应器将配备更通用的安全要求。由于印度拥有丰富的钍储量，因此成为此类反应器的基地；因此，印度更适合 AHWR 的持续使用和运作。[6]
动机
[编辑]地壳中钍的储量是铀的三倍，但从经济可行性角度来看，钍的开采已探明储量不如铀丰富，其中印度是世界上探明储量最多的国家。[7]从独居石中提取稀土元素的矿山尾矿中也含有大量的钍，而独居石通常同时含有稀土元素和钍。只要对钍的需求保持在低位，这些尾矿就会产生化学物质（钍是一种有毒的重金属）和（程度较轻的）放射性问题，这些问题至少可以透过在核电站中使用钍得到部分解决。与铀不同，铀实际上含有 0.72% 的可裂变元素 235
U材料，钍几乎只借由使用热中子使可增殖的232
Th 转化成裂变物质233
U。这使得原始材料的使用比例大大提高，而无需使用快中子增殖反应堆，同时产生的次锕系元素数量级也减少了几个数量级。然而，由于钍本身不可裂变，因此必须先“增殖”以获得可裂变材料，然后才能在“增殖”钍的同一反应器中使用。233
U或透过化学方法分离，用于单独的“燃烧器”反应器。
设计
[编辑]AHWR 的拟定设计是重水慢化核动力反应堆，将成为下一代PHWR类型的核动力反应器。该反应器由位于印度孟买的巴巴原子能研究中心(BARC)开发，旨在实现钍燃料循环用于商业发电的目标。 AHWR 是一种垂直压力管式反应器，透过自然循环下沸腾轻水冷却。设计的一个独特之处是主安全壳顶部有一个大型水箱，称为重力驱动水池 (GDWP)。此水箱设计为执行多项被动安全功能。
AHWR 的整体设计是利用大量的钍和钍循环。 AHWR 与压水器(PHWR)非常相似，因为它们在压力管和排管概念上存在相似之处，但与PHWR 不同， AHWR 中的管道方向是垂直的。 AHWR 的核心长 3.5 米，在 225 毫米的正方形间距上有 513 个格位。核心径向分为三个燃耗区。燃耗随着向核心外表面移动而降低。燃料占据 452 个格位，其余 37 个位置由停堆系统-1 占据。它由 37 根停堆棒组成，24 个位置用于反应性控制装置，该装置由 8 根吸收棒、8 根垫片棒和 8 根调节棒组成。透过在7MPa的压力下煮沸轻水，热量被带走。此模型的主要目标是获得核心内的总功率和粗略的空间功率分布，并将其控制在一定的精度范围内。[8]
反应器设计融合了先进技术以及印度压水重水反应器(PHWR) 的几个已证实的优良特性。这些特性包括压力管式设计、低压慢化剂、带电换料、多种快速停机系统以及在反应器堆芯周围配备大型低温散热器。 AHWR 采用了多项被动安全特性。其中包括：透过自然循环去除堆芯热量；将紧急堆芯冷却系统 (ECCS) 的水直接注入燃料中；以及在高架重力驱动水池 (GDWP) 中储备大量硼化水，以促进堆芯衰变热量的去除。紧急核心冷却系统 (ECCS) 的注入和安全壳冷却无需启动任何主动系统或操作员操作即可发挥作用 ( SCRAM )。
反应器物理设计经过调整，透过实现略微为负的空泡系数，最大限度地利用钍基燃料。透过在同一燃料簇的不同燃料棒中使用PuO2-ThO2混合氧化物和ThO2-233UO2混合氧化物，以及使用由非晶碳（在燃料棒束中）和体积比为80%–20%的重水组成的非均相慢化剂，实现了这些要求。核心结构具有相当大的灵活性，在不改变反应器结构的情况下，可以实现多种可行的解决方案，包括那些不需要使用非晶碳基反射器的解决方案。
AHWR 的一些独特功能
[编辑]- 取消高压重水冷却剂，减少重水泄漏损失，并取消重水回收系统。
- 回收慢化剂中产生的热量用于水加热。
- 消除主要部件和设备，例如主冷却剂泵和驱动马达、相关控制和电源设备，并相应节省运行这些泵所需的电力。
- 车间组装的冷却液通道，具有单独快速更换压力管的功能，不会影响其他已安装的通道组件。
- 用更简单的蒸汽鼓代替蒸汽发生器。
- 蒸汽压力比 PHWR 更高。
- 多效海水淡化厂利用低压涡轮机产生的蒸汽，每天生产 500 立方米的去离子水。
- 反应堆的设计寿命为百年。
- 由于其先进的安全特性，其设计目标是不需要禁区。[9]
燃料循环
[编辑]标准情况下，AHWR 应采用闭式核燃料循环，因为这将降低放射性毒性。因此，AHWR 拥有多种燃料循环，因此可提供替代燃料选择。它可以进行闭式燃料循环，也可以进行一次通过式燃料循环。 AHWR 的整体设计使其能够使用钍基燃料实现高燃耗（巴拿马核能研究理事会，2013 年）。从反应器中回收的钍随后被送回，钚则被储存起来，以备日后用于快中子增殖反应器。[5]
先进燃料制造厂 ( AFFF ) 将负责生产 AHWR 的燃料，该工厂由位于塔拉普尔的巴巴原子能研究中心(BARC)负责管理。 AFFF 目前正在生产 PFBR 燃料棒。 AFFF 过去曾参与其他研究用途的燃料棒制造。 AFFF 是世界上唯一同时处理过铀、钚和钍的核燃料生产设施。
未来计划
[编辑]印度政府于 2013 年宣布将建造一座 300 MWe 的 AHWR，具体位置待定。[10]截至 2017 年，该设计已进入验证的最后阶段。[11]
安全创新
[编辑]切尔诺贝利核灾和福岛第一核电厂事故等核泄漏事故使得设施的建设和维护改进至关重要。这些事故与铀235反应器及其所在设施的不良结构有关。此后，国际原子能总署加强了核设施的规程，以防止此类事故再次发生。防止核子泄漏的首要安全措施之一是遏制放射性物质从反应器中逸出。纵深防御是核设施中使用的一种最有效的放射性遏制方法。澳洲水资源与环境部（AWHR）已掌握了纵深防御流程，该流程用于反应堆，并采用必要的措施和设备将放射性物质控制在堆芯内。
纵深防御方法建立了必须遵循的程序，以减少人为错误事件和机器故障。这些程序如下：
- 1级：预防异常操作和故障
- 第2级：异常操作的控制与故障的侦测
- 三级：设计基准内的事故控制
- 第四级：严重工厂状况的控制，包括防止事故发展和减轻严重事故的后果
- 5级：减轻放射性物质大量释放的放射性后果。
先进水力反应器 (AHWR) 是再生能源安全领域的创新，因为它将限制可裂变铀 235的使用，而是透过从可增殖钍 232 中增殖可裂变铀 233。据称，从第 90 个元素钍中提取核能所产生的能量比世界上石油、煤炭和铀的总和还要多。 AHWR 具有不同于传统轻水核反应器的安全特性。这些特性包括：强大的安全系统、透过内置冷却系统减少堆芯热量、多重停堆系统以及由毒剂组成的故障安全程序，该程序在发生技术故障时（FBR）会关闭系统。[5] 科学家试图避免反应堆中的潜在威胁是热的积聚，因为核能在高温、高压和化学反应中会加剧热量的积聚。 AHWR 具有以下特点，有助于降低发生这种情况的几率：负反应性系数、低功率密度、堆芯过量反应性低，以及合理选择内置材料属性。[12]
技术规格
[编辑]| 规格 | AHWR-300[13][14][15] |
|---|---|
| 热输出，MWth | 920 |
| 有功功率，MWe | 304 |
| 净效率% | 33.1 |
| 冷却液温度，°C： | |
| 堆芯冷却剂入口 | 259.5 |
| 核心冷却剂出口 | 285 |
| 主要冷却剂材料 | 沸腾的轻水 |
| 二次冷却剂材料 | 轻水 |
| 缓速剂材料 | 重水 |
| 反应堆操作压力，MPa(a) | 7 |
| 有效核心高度，m | 3.5 |
| 等效芯径，mm | - |
| 平均燃料功率密度，MW/m 3 | - |
| 平均核心功率密度，MW/ m3 | 10.1 |
| 燃料 | (Th, 233 U) MOX和 (Th, 239 Pu)MOX |
| 包覆管材料 | 锆合金-4 |
| 燃料组件 | 452 |
| 组件中的引脚数 | 54 |
| 换装燃料浓缩度，wt% | 环 1: (Th, 233 U)MOX/3.0
环 2: (Th, 233 U)MOX/3.75 环 3: (Th, 239 Pu)MOX/ 4.0 (下半部) 2.5 (上半部) |
| 燃料循环长度、有效全功率天数（EFPD） | 250 |
| 平均排放燃料燃耗，MW·天/公斤 | 38 |
| 操作范围内的核心平均反应系数 | |
| 燃料温度，Δk/k/°C | -2.1 x 10 −5 |
| 通道温度，Δk/k/°C | +2.5x 10 −5 |
| 空隙系数，Δk/k/%空隙 | -5.0 x 10 −5 |
| 冷却剂温度，Δk/k/°C | +4.9× 10−5 |
| 控制棒 | 不锈钢中的碳化硼 |
| 中子吸收器 | 硝酸钆溶液 |
| 余热排除系统 | 主动式：电容式
被动：重力驱动水池中的隔离冷凝器 |
| 安全注入系统 | 被动：紧急核心冷却系统 |
参见
[编辑]参考文献
[编辑]- ^ Archived copy (PDF). [2014-03-31]. （原始内容 (PDF)存档于2014-01-27）.
- ^ India all set to tap thorium resources.. Dec 2012 [2012-05-11]. （原始内容存档于2012-05-13）.
- ^ Research & Development Activities – Research Projects:AHWR , BARC. www.barc.gov.in. [2025-06-26].
- ^ REPROCESSING GROUP. 18 July 2014 [9 May 2023]. （原始内容存档于18 July 2014）.
- ^ 5.0 5.1 5.2 Advanced Heavy Water Reactor (AHWR) BARC (Bhabha Atomic Research Centre) (India) (PDF) (报告). International Atomic Energy Agency. 2013. （原始内容 (PDF)存档于19 April 2014）.
- ^ India designs new atomic reactor for thorium utilisation. The Indian Express (Mumbai). 16 September 2009.
- ^ Thorium. [9 May 2023]. （原始内容存档于16 February 2013）.
- ^ Shimjith, S.R.; Tiwari, A.P.; Bandyopadhyay, B.; Patil, R.K. Spatial stabilization of Advanced Heavy Water Reactor. Annals of Nuclear Energy. July 2011, 38 (7): 1545–1558. doi:10.1016/j.anucene.2011.03.008.
- ^ DAE AHWR Report (PDF). Department of Atomic Energy. [14 May 2023]. （原始内容 (PDF)存档于21 October 2018）.
- ^ Establishment of Atomic Power Stations in the Country. Aug 2013. [2013-08-29]. （原始内容存档于2013-09-25）.
- ^ Fuel for India's nuclear ambitions. Nuclear Engineering International. 7 April 2017 [12 April 2017]. （原始内容存档于12 April 2017）.
- ^ Vijayan, P K; Kamble, M T; Nayak, A K; Vaze, K K; Sinha, R K. Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain. Sādhanā. October 2013, 38 (5): 925–943. doi:10.1007/s12046-013-0178-5
.
- ^ 2013 AHWR Design Description (India) ARIS (PDF). International Atomic Energy Agency. 11 July 2013 [2021-03-21]. （原始内容存档 (PDF)于2021-09-27）.
- ^ Kumar, Arvind; Srivenkatesan, R; Sinha, R K. On the Physics Design of Advanced Heavy Water Reactor (AHWR) (PDF). Reactor Design Development Group, Bhabha Atomic Research Centre. 11 July 2013 [2021-03-21]. （原始内容存档 (PDF)于2021-04-11）.
- ^ Advanced CANDU reactor, 2024-11-04 [2025-06-26] （英语）
