AHWR
Az AHWR (Advanced Heavy Water Reactor) a tórium alapú atomreaktorok egy fajtája. Ezt a reaktortípust Indiában a Bhabha Atomic Research Centre-ben (BARC) fejlesztették ki. Több kísérleti reaktor után 2011 novemberében India bejelentette, hogy hozzáfog az első 300 MW teljesítményű atomerőmű megépítésének.[1]
A tóriumot atomerőművi fűtőanyagként már a Manhattan terv kutatói is javasolták, mivel azonos mennyiségű tóriumból kétszázszor annyi energia nyerhető, mint hasonló mennyiségű uránból, valamint a földkéregben jelentősen több tórium található, mint urán. Abban az időben azonban az urán tűnt a jobb választásnak, hiszen ugyanazokkal az eszközökkel lehet előállítani az urán alapú atomerőművek üzemanyagát, mint az atombombáét, valamint az urán alapú atomreaktorok egyik mellékterméke a plutónium, amely szintén alkalmas atomfegyver készítésére, a tórium azonban erre nem megfelelő.
A hidegháború elmúltával az urán alapú erőművekben érdekelt szervezetek sikeresen gátolták Európában a tórium alapú reaktorok fejlesztését.[1]
Tervezési célkitűzések szerkesztés
- Az energiabiztonság növelése tórium segítségével
- Passzív biztonsági rendszer használata
- Lakott terület közelében legyen üzemeltethető
- Elektromos oldalon 300MW kimeneti teljesítmény
- 100 év tervezett élettartam[2]
A tervezett AHWR reaktor jellemzői szerkesztés
- Tervezett teljesítmény: 300 MW
- Hűtőközeg: Könnyűvíz, természetes keringéssel
- Moderátor: Nehézvíz
- Reaktortartály:
- Átmérő: 330 cm
- Magasság: 500 cm
- Szabályozás: A moderátorként használt nehézvíz szintjének szabályozásával.
- Leállítás: A moderátor leeresztésével, illetve 6 darab kadmium rúd segítségével.
A tervek szerint a reaktort U233 segítségével indítanák, azonban az energia 75%-át a tórium hasadása szolgáltatná.[3]
A kiégett fűtőelemet feldolgoznák a használható hasadóanyagok kinyerése érdekében.
Főbb paraméterek szerkesztés
| Adat | AHWR-300[4][5][6] |
|---|---|
| Termikus teljesítmény, MWth | 920 |
| Elektromos teljesítmény, MWe | 304 |
| Hatásfok, net % | 33.1 |
| Hűtőközeg hőmérséklete, °C: | |
| belépési hőmérséklet | 259.5 |
| kilépési hőmérséklet | 285 |
| Primer hűtőközeg | KönnyűvíZ |
| Szekunder hűtőközeg | KönnyűvíZ |
| Moderátor | Nehézvíz |
| Reaktor üzemi hőmérséklete,MPa(a) | 7 |
| Aktív zóna magassága, m | 3.5 |
| Equivalent core diameter, mm | - |
| Average fuel power density, MW/m3 | - |
| Aktív zóna teljesítménysűrűség, MW/m3 | 10.1 |
| Üzemanyag | (Th, 233U)MOX and (Th, 239Pu)MOX |
| Cladding tube material | Zircaloy-4 |
| Fuel assemblies | 452 |
| Number of pins in assembly | 54 |
| Enrichment of reload fuel, wt % | Ring 1: (Th, 233U)MOX/3.0
Ring 2: (Th, 233U)MOX/3.75 Ring 3: (Th, 239Pu)MOX/ 4.0 (Lower half) 2.5 (Upper half) |
| Fuel cycle length, Effective Full Power Days (EFPD) | 250 |
| Average discharge fuel burnup, MW · day / kg | 38 |
| Core averaged reactivity coefficients in operating range | |
| Fuel temperature, Δk/k/°C | -2.1 x 10−5 |
| Channel temperature , Δk/k/°C | +2.5x 10−5 |
| Void coefficient, Δk/k / % void | -5.0 x 10−5 |
| Coolant temperature , Δk/k/°C | +4.9 x 10−5 |
| Control rods | Boron Carbide in SS |
| Neutron absorber | Gadolinium nitrate solution |
| Residual heat removal system | Active : Condenser
Passive : Isolation Condenser in Gravity Driven Water Pool |
| Safety injection system | Passive : Emergency Core Cooling System |
Jegyzetek szerkesztés
- ↑ a b index.hu
- ↑ Leírás
- ↑ world-nuclear.org
- ↑ „2013 AHWR Design Description (India) ARIS”, International Atomic Energy Agency, 2013. július 11. (Hozzáférés: 2021. március 21.)
- ↑ „On the Physics Design of Advanced Heavy Water Reactor (AHWR)”, Reactor Design Development Group, Bhabha Atomic Research Centre, 2013. július 11. (Hozzáférés: 2021. március 21.)
Források szerkesztés
- ↑ Index.hu: A tórium oldhatja meg a világ energiaproblémáit (magyarul)
- ↑ Obama: Obama egy tollvonással megoldhatná a világ energiaproblémáit(magyarul)
- ↑ world-nuclear.org: [1] Archiválva 2013. február 16-i dátummal a Wayback Machine-ben(angolul)
- ↑ Leírás: [2](angolul)