18 ____________________________________________ АТОМНАЯ ТЕХНИКА ЗА РУБЕЖОМ, 2QQ6, № 11
ПЕРЕВОДЫ
УДК 621.039.5 РАБОТЫ ПО ВЫЯВЛЕНИЮ НОВЫХ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ*
Итимура Т., УэцукаХ.
Разработка высокотемпературных реакторов и технологии производства водорода на этих реакторах
Высокотемпературные реакторы позволяют получать тепло с температурой, близкой 1000 °С, что обеспечивает многообразное использование тепловой энергии этих реакторов — для производства водорода, высокоэффективной выработки электроэнергии и др. Применение графита в твэлах и в качестве конструкционного материала активной зоны благодаря высоким значениям его коэффициентов теплопроводности и теплоемкости замедляет температурные изменения даже при аварии. К тому же графит не допускает расплавления активной зоны, поскольку точка его плавления превышает 3000 °С. В Японской корпорации по исследованиям и разработкам в области атомной энергии (далее Корпорация) на единственном в стране реакторе HTTR проводят НИОКР с целью развития технологий использования ядерной тепловой энергии (nuclear heat). Наряду с этим поставлена задача повысить уровень технологической базы реакторов HTR.
С 2002 г. на реакторе HTTR начались верификационные испытания систем безопасности для демонстрации присущей реакторам этого типа высокой безопасности. В апреле 2004 г. температура теплоносителя на выходе из реактора достигла 950 °С. Испытания проходили при мощностях реактора 9 и 18 МВт (30% и 60% номинальной мощности соответственно). Среди прочих были проведены испытания по снижению величины потока в первом контуре при остановке двух из трех гелиевых циркуляторов, что приводит к резкому уменьшению (максимум до 1/3) расхода теплоносителя, и испытания по выводу регулирующих стержней с имитацией их аномального вывода. Испытания по снижению величины потока в первом контуре продемонстрировали естественное понижение мощности
реактора, последовавшее за резким снижением расхода теплоносителя. Подтвердилось также хорошее соответствие скорости понижения мощности реактора результатам анализов, проведенных с помощью кода для расчета активной зоны.
В ходе работ по развитию технологий применения ядерной тепловой энергии были исследованы химические реакции, протекающие при использовании йода (I) и серы (S) в зонах с температурой до 900 °С. Разработанный IS-процесс в рамках термохимического метода позволяет путем разложения воды получать водород. Для изучения поведения материалов аппаратов для разложения серной кислоты и трехокиси серы в условиях высокотемпературной коррозии изготовили и смонтировали опытный образец аппарата из коррозионно-стойкой SiC-керамики. Параллельно с этим продолжили разработку технологии высокоэффективного производства водорода и осуществили расчетные исследования опытной установки для отработки IS-процесса, осуществляющей производство водорода в масштабах 30 м3 /ч (рис. 1).
Были изучены вопросы, связанные с интеграцией систем при объединении установки по производству водорода с ядерным реактором, разработана система управления стабильной эксплуатацией реактора и установки, созданы высокотемпературные клапаны для разделения реакторных систем и установки. Помимо этого, проведены проектные исследования когенера-ционной системы реактора HTGR, объединяющей производство водорода и электро генерацию, и разработана многовходная и многовыходная система управления робастностью, повышающая стабильность контроля магнитных подшипников, применяемых при выработке электроэнергии газовой турбиной. По этой разработке подана заявка на получение патента.
Была изучена также общая конструкция нереакторной системы по производству водорода.
"Сокращенный перевод с японского. — Dcnki hyoron, 2006, v. 93, No 2, p, 68—70.
АТОМНАЯ ТЕХНИКА ЗА РУБЕЖОМ, 2006, № 11
19
Рис. 1. Структура опытной установки IS-процесса |
Полученные результаты дают возможность Корпорации присоединиться к сотрудничеству в разработке сверхвысокотемпературного реактора с газовым теплоносителем (VHTR) в рамках Международного форума реакторов четвертого поколения. Осуществляя совместное председательствование в Комиссии по созданию реактора VHTR, Корпорация приняла программу НИОКР, направленную на заключение соглашения о сотрудничестве. По инициативе Совета по контролю проекта технологии производства водорода Корпорация принимает решение об объединенных исследованиях. Была предложена программа исследований систем безопасности реактора VHTR и детализирована программа реализации международного проекта объединенных исследований.
НИОКР в области производства термоядерной энергии
Имея целью скорейшую реализацию системы по производству термоядерной энергии, Корпорация работает в трех основных направлениях:
1. Сотрудничество в рамках
программы
ITER.
2. Разработка технологий термоядерного реактора.
3. Исследования плазмы на
экспериментальной установке типа токамак с критической
плазмой (JT-60) и другие теоретические исследования.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.