Работы по выявлению новых возможностей ядерных реакторов

Страницы работы

5 страниц (Word-файл)

Содержание работы

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.

Похожие материалы

Информация о работе