Работы по освоению ядерных топливных циклов

Страницы работы

Содержание работы

22


АТОМНАЯ ТЕХНИКА ЗА РУБЕЖОМ, 2006, № 10



РАБОТЫ ПО ОСВОЕНИЮЯТЦ

Предварительные исследования для определения стратегии практического освоения ЯТЦ реакторов FBR

Японская корпорация по исследованиям и разработкам в области атомной энергии прово­дит предварительные исследования в области ядерного топливного цикла (ЯТЦ) реакторов FBR. Эта организация со статусом независимой правительственной корпорации (independent ad­ministrative corporation) образована 1 октября 2005 г. в результате слияния Японского научно-исследовательского института атомной энергии (JAERI) и Японского института по разработке ядерного топливного цикла (JNC).

Цель предварительных исследований — вы­яснить возможность достижения экономичности реакторов FBR, сопоставимой с реакторами LWR и другими базовыми источниками тока, и подготовить к 2015 г. технологическую систему для использования реакторов FBR в качестве основной энергетической базы в будущем. При подготовке технологической системы предпола­гается определить технические условия для де­монстрационного реактора FBR и демонстраци­онных установок ЯТЦ. Наряду с этим намечает­ся достичь этапа, позволяющего разработать комплекты чертежей для строительства устано­вок и получить лицензии.

По результатам деятельности в рамках фазы II (2001—2005 гг.) общей программы иссле­дований формируется программа НИОКР до 2015 г.

Фаза II включала исследования различных систем реакторов: с натриевым, газообразным и свинцово-висмутовым теплоносителями. Соот­ветственно, были изучены и технологии ЯТЦ этих реакторов: переработка — передовой мок­рый метод, метод окисного электролиза и метод электролиза металлов; изготовление топлива — упрощенный метод таблетирования, метод виб­рационного уплотнения и метод литья под дав­лением путем впрыска. В рамках этих исследо­ваний предусматривали:


УДК 621.039.5  ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРОВ FBR*

ИтимураТ., УэгркаХ.

отработку концепций установок на основе проектных изысканий;

определение направлений разработок для практического освоения;

изучение и оценку технической осуществи­мости путем испытания важнейших технологий;

конкретизацию предлагаемой перспектив­ной концепции топливного цикла реакторов FBR.

По результатам уже проведенных исследо­ваний перспективными считаются реактор с на­триевым теплоносителем (активная зона с ок­сидным топливом) и концепция ЯТЦ реакторов FBR, сочетающего упрощенный метод таблети­рования и передовой мокрый метод переработ­ки. Эта концепция позволяет добиться относи­тельно высокой экономичности и уменьшения нагрузки на окружающую среду.

Концепция реактора с натриевым теплоно­сителем является наиболее отработанной благо­даря опыту проектирования, строительства и эксплуатации реакторов Joyo и Monju, на кото­рых проводились исследования для демонстра­ционного реактора и отработка важнейших тех­нологий. Повышение компактности корпуса реактора, укорочение трубопроводов за счет ис­пользования новых материалов, установка про­межуточных теплообменников со встроенными насосами и др. должны обеспечить высокую экономичность при массе реактора меньшей, чем у реакторов LWR.

Расчет топлива активной зоны показал, что при использовании в качестве материала оболо­чек ферритной стали с оксидно-дисперсионным упрочнением возможно повысить средний уро­вень выгорания в активной зоне до 150 ГВт-сут/т и продлить рабочий цикл до 22—26 месяцев.

При передовом мокром методе переработки ОЯТ пакетная регенерация U/Pu/Np и снижение уровня загрязнения позволят уменьшить воз­можность распространения ядерных материалов. Планируется рационализация некоторых про­цессов — внедрение кристаллизации, исключе­ние системы очистки ОЯТ после извлечения,


'Сокращенный перевод с японского. — Denki hyoron, 2006, v. 91, No 2, p. 62—67.


Атштжзлшшмм


23


примерно с 2050 г. станет возможным постепен­ное внедрение реакторов FBR взамен ныне дей­ствующих LWR. Разработка технологии ЯТЦ будет проводиться в основном в этот же период. Сроки внедрения реальных установок требуют учета баланса плутония и других материалов.

Реактор-прототип FBRMonju

После аварии в декабре 1995 г., вызванной утечкой натрия в системе второго контура ох­лаждения, реактор находится в остановленном состоянии. В марте 2005 г. начались подготови­тельные работы по совершенствованию мер против утечки натрия, с сентября — основные работы по модификации, рассчитанные на 17 месяцев. В ноябре приступили к модифика­ции системы второго контура охлаждения. По состоянию на конец октября 2005 г. работы по модификации были выполнены примерно на 24% (рис. 1).

До начала работ, наряду с тщательным изу­чением причин аварии, провели комплексную проверку безопасности и определили меры про­тив утечки натрия. После получения лицензии на внесение изменений в проект и на способы проведения работ (30 января 2004 г.) подтверди­ли безопасность работ по модификации. При эксплуатации реактора основные усилия будут сосредоточены на верификации надежности технологии электрогенерирующей установки и технологии обращения с натрием. Необходимо получить беспристрастную оценку на государ­ственном уровне. Вместе с тем предстоит подго­товить реактор как базу НИОКР, открытую для японских  и  зарубежных  исследователей.  При

Похожие материалы

Информация о работе