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.
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.
Tervezési célkitűzések Az energiabiztonság növelése tórium segítségével Passzív biztonsági rendszer használata Lakott terület közelében legyen üzemeltethető Elektromos oldalon 300MW kimeneti teljesítmény 100 év tervezett élettartam
A tervezett AHWR reaktor jellemzői 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.
A kiégett fűtőelemet feldolgoznák a használható hasadóanyagok kinyerése érdekében.
Főbb paraméterek
AdatAHWR-300Termikus teljesítmény, MWth920Elektromos teljesítmény, MWe304Hatásfok, net %33.1Hűtőközeg hőmérséklete, °C: belépési hőmérséklet259.5 kilépési hőmérséklet285Primer hűtőközegKönnyűvízSzekunder hűtőközegKönnyűvízModerátor NehézvízReaktor üzemi nyomása,MPa(a)7Aktív zóna magassága, m3.5Equivalent core diameter, mm -Average fuel power density, MW/m3 -Aktív zóna teljesítménysűrűség, MW/m310.1Üzemanyag(Th, 233U)MOX and (Th, 239Pu)MOXCladding tube materialZircaloy-4Fuel assemblies452Number of pins in assembly54Enrichment 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)250Average discharge fuel burnup, MW · day / kg38Core 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 rodsBoron Carbide in SSNeutron absorberGadolinium nitrate solutionResidual heat removal systemActive : Condenser Passive : Isolation Condenser in Gravity Driven Water PoolSafety injection systemPassive : Emergency Core Cooling System
Jegyzetek
Források A tórium oldhatja meg a világ energiaproblémáit Obama egy tollvonással megoldhatná a világ energiaproblémáit
Irodalom A tórim használatának előnyei, és kihívásai
Kategória:Atomreaktorok