IPHWR

El IPHWR ( Reactor Indio de Agua Pesada Presurizada ) es una clase de reactores indios de agua pesada presurizada diseñados por el Centro de Investigación Atómica Bhabha . ^{[ 1 ]} El diseño base de 220  MWe se desarrolló a partir de los reactores RAPS-1 y RAPS-2 basados ​​en CANDU construidos en Rawatbhata , Rajastán. Posteriormente, el diseño se nacionalizó y se escaló a 540 MWe y 700 MWe . Actualmente hay 19 unidades de varios tipos operativas en varias ubicaciones de la India (14 IPHWR-220, 2 IPHWR-540 y 3 IPHWR-700) y 13 reactores IPHWR-700 más en construcción o planificados.  

El reactor IPHWR es de tipo tubo de presión horizontal. Deriva del reactor CANDU . Estos tubos se encuentran dentro de un recipiente horizontal llamado calandria, que contiene un moderador de agua pesada. Cada tubo independiente está sumergido en un sistema de circulación de dióxido de carbono . Cada tubo contiene 12 conjuntos de combustible y un refrigerante de agua pesada presurizada en circulación. Este refrigerante absorbe el calor del combustible (dióxido de uranio natural) y lo transfiere al agua de refrigeración secundaria para generar vapor en los generadores de vapor. Este vapor hace girar la turbina acoplada a un generador síncrono de CA que produce corriente alterna de 11 kV o 20 kV a 50 Hz. El vapor se condensa, se recalienta, se desgasifica y se bombea de vuelta al reactor. El moderador de agua pesada se mantiene en circulación a una temperatura aproximada de 70 grados Celsius. La reacción en cadena de fisión se controla mediante barras de control de cadmio o boro. Existe un sistema de parada de emergencia para inyectar un veneno llamado nitrato de gadolinio en el moderador. Los reactores pueden recargarse a plena potencia, lo que ofrece ventajas adicionales. Su eficiencia  bruta oscila entre el 29 y el 30 %. Estos reactores son altamente seguros y cuentan con numerosos sistemas de seguridad innovadores. Constituyen la primera fase del programa de energía nuclear de tres etapas de la India.

Las primeras unidades PHWR construidas en India (RAPS-1 y RAPS-2) son de diseño CANDU canadiense , similar al primer reactor canadiense a gran escala construido en Douglas Point, Ontario . Los reactores se instalaron en colaboración con el Gobierno de Canadá. A partir de 1963,  el RAPS-1 de 100 MWe se construyó principalmente con equipos y tecnología suministrados por AECL , Canadá. El RAPS-1 entró en servicio en 1973, pero debido al cese de la cooperación canadiense tras el exitoso desarrollo de armas nucleares por parte de India como parte de la Operación Smiling Buddha, la puesta en servicio del RAPS-2 no pudo completarse hasta 1981. Posteriormente, el Centro de Investigación Atómica Bhabha desarrolló derivados de mayor capacidad en colaboración con los fabricantes indios Larsen & Toubro y Bharat Heavy Electricals Limited  . Sucesivamente, se diseñó un reactor totalmente indio con una capacidad de 220 MWe y se construyeron dos unidades en Kalpakkam , en el estado de Tamil Nadu , denominadas MAPS-1 y MAPS-2. El diseño de MAPS-1 y 2 evolucionó a partir de RAPS-1 y 2, con modificaciones para adaptarlo a la ubicación costera y la introducción de una piscina de supresión para limitar la presión máxima de contención en caso de pérdida de refrigerante (LOCA), en lugar de los tanques de extinción de RAPS-1 y 2. Además, MAPS-1 y 2 cuentan con doble contención parcial. Este diseño se mejoró posteriormente y todas las unidades PHWR subsiguientes en India cuentan con doble contención. ^{[ 2 ]}

Gracias a la experiencia adquirida en el diseño y funcionamiento de unidades anteriores y a los esfuerzos de I+D nacionales, se introdujeron importantes modificaciones en las unidades NAPS-1 y 2. Estas unidades constituyen la base de las unidades PHWR indias estandarizadas, posteriormente denominadas IPHWR-220.

El diseño de las unidades subsiguientes, es decir, KGS-1, KGS-2, RAPS-3, RAPS-4, RAPS-5, RAPS-6, KGS-3 y KGS-4, sigue el diseño estándar indio de reactores PHWR. Las principales mejoras en estos diseños incluyen un sistema de transporte de calor primario sin válvulas y un concepto de sala de control unificada. Además, el diseño de estas unidades incorporó mejoras en el sistema de control e instrumentación, así como la integración de sistemas informáticos para estar a la altura de los avances tecnológicos.

Tras la finalización del diseño del IPHWR-220,  se inició un diseño mayor de 540 MWe alrededor de 1984 bajo los auspicios del Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC) en asociación con la Corporación de Energía Nuclear de la India Limitada (NPCIL). ^{[ 3 ]} Se construyeron dos reactores de este diseño en Tarapur, Maharashtra, a partir del año 2000, y el primero se puso en marcha el 12 de septiembre de 2005. Solo se construyeron dos reactores de este tipo: Tarapur-3 y Tarapur-4. Posteriormente, el diseño se actualizó a un  diseño de 700 MWe.

El diseño del IPHWR-540 se actualizó posteriormente a 700  MWe con el objetivo principal de mejorar la eficiencia del combustible y desarrollar un diseño estandarizado para su instalación en diversas ubicaciones de la India, como parte de un programa integral. El diseño también se actualizó para incorporar características de Generación III+ .

El  diseño del PHWR de 700 MWe incluye algunas características que se introducen por primera vez en los PHWR indios, entre las que se incluyen la ebullición parcial en la salida del canal de refrigerante, la intercalación de los alimentadores del sistema de transporte de calor primario, un sistema pasivo de eliminación de calor residual, protección regional contra sobrepotencia, un sistema de rociado de contención, una máquina móvil de transferencia de combustible y un revestimiento de acero en la pared interior de la contención. ^{[ 4 ]}

Para 2031-2032, NPCIL planea construir 18 reactores nucleares adicionales, que en conjunto tienen el potencial de producir 13.800  MWe de electricidad. Esto elevará la cantidad total de energía atómica en la matriz energética a 22.480  MWe. ^{[ 5 ]}

NPCIL está desarrollando el reactor modular pequeño Bharat (BSMR) y ha solicitado pedidos a empresas privadas para la construcción del BSR en sus plantas de fabricación, a lo que hasta el momento seis empresas han respondido. Se trata de un reactor modular pequeño PHWR compacto de 220 MWe derivado del IPHWR-220, de mayor tamaño. ^{[ 10 ]}

• IPHWR-220 , primera versión de la clase de reactores IPHWR.
• IPHWR-700 , sucesor de la Generación III+ del diseño IPHWR-220.
• CANDU , predecesor de los diseños PHWR indios
• AHWR-300 , diseño de reactor PHWR alimentado con torio para el programa indio de energía nuclear de tres etapas.
• El programa de energía nuclear de tres etapas de la India
• Energía nuclear en India