Подробный обзор текущего состояния атомной энергетики Японии.
Страница: 3/11
Разработка реакторов
В 1970-х гг. в Фугэне (Fugen) был построен реактор ATR, с тяжеловодным замедлителем и возможностью использовать совместно уран и плутоний в качестве топлива. Это был первый в мире тепловой ядерный реактор с использованием МОКС-топлива в активной зоне реактора. Находящаяся в эксплуатации JNC станция мощностью 148 МВт была окончательно закрыта в марте 2003 г.
В Оме (Ohma) было запланировано строительство демонстрационного реактора ATR мощностью 600 МВт, но в 1995 г. было принято решение об отмене строительства.
Начиная с 1970-го г. в строй были введены 28 реакторов BWR (включая два реактора ABWR) и 23 реактора PWR. Первыми реакторами ABWR мощностью 1315 МВт стали энергоблоки №№ 6,7 АЭС «Касивадзаки-Карива» («Kashiwazaki-Kariwa»), находящейся под управлением «Tokyo Electric Power Co» («Tepco»). Реакторы начали свою работу в 1996-1997 гг. и в настоящее время находятся в промышленной эксплуатации. Они были построены консорциумом «General Electric» (США), «Toshiba» и «Hitachi». Ещё три реактора ABWR находятся либо в эксплуатации, либо на стадии разработки. Также «Hitachi» разрабатывает версии реактора ABWR мощностью 600, 900 и 1700 МВт. Реактор ABWR-II обладает мощностью 1717 МВт.
Реактор APWR мощностью 1500 МВт был разработан четырьмя предприятиями с «Mitsubishi» и (ранее) «Westinghouse». В настоящее время реактор APWR в Японии находится на стадии лицензирования, а начиная с этого года на АЭС «Цуруга» начнётся строительство двух таких блоков (№№3, 4). Одобрение строительства было представлено префектурой Фукуи в марте 2004 г.
В реакторах данного типа легче, чем в нынешних PWR, объединены активная и пассивная системы охлаждения, что даёт больший эффект, а cгорание атомного топлива составляет свыше 55 ГВт*день/т. Работа над конструкцией продолжается и в дальнейшем эти разработки лягут в основу для следующего поколения японских реакторов PWR. Реактор APWR+ обладает мощностью 1750 МВт, а доля загрузки МОКС-топлива в активную зону реактора может достигать 100%.
В настоящее время «Mitsubishi Heavy Industries» продаёт свои реакторы APWR мощностью 1700 МВт в США и Европе, а в конце 2007 – начале 2008 г. MHI подала заявку на сертификацию конструкции реактора US-APWR. В дальнейшем эта установка была принята компанией «TXU» (сейчас это «Luminant») для строительства на площадке АЭС «Команчи-Пик» в Глен-Роуз, штат Техас (блоки №№ 3 и 4). Также MHI принимала участие в разработке реактора AP1000 американского производителя ядерного топлива «Westinghouse», но сейчас эта компания перешла под управление «Toshiba», а MHI продолжает разработку технологии PWR самостоятельно.
В середине 2005 г. отдел по планированию политики в области атомной энергетики Агентства по природным ресурсам и энергетике начал побуждать к двухлетним исследованиям по разработке нового поколения реакторов LWR. Новые конструкции на основе реакторов ABWR и APWR должны привести к сокращению расходов на строительство и генерацию энергии на 20%, также на 20% должно уменьшиться количество отработанного топлива, а общая безопасность – повыситься. При этом срок службы новых реакторов увеличится, а срок их возведения составит три года.
В сентябре 2007 г. было объявлено, что правительство совместно с промышленными компаниями приступит к разработке конструкций новых легководных реакторов с последующим их развёртыванием примерно в 2020 г. Они будут работать на 5%-ном обогащённом ядерном топливе, а срок их эксплуатации составит 80 лет. Ожидается, что проект стоимостью 520 млн. $ продлится в общей сложности 8 лет, на протяжении которых будет разработано по одному реактору BWR и PWR, каждый мощностью около 1700-1800 МВт.
Первым экспериментальным реактором FBR стал реактор «Дзёё» («Joyo»), физический запуск которого был осуществлён в 1977 г. – за прошедшее время он накопил множество технических данных. В апреле 1994 г. был запущен реактор FBR опытного образца под названием «Мондзю» («Monju»; мощностью реактора 246 МВт), однако в декабре 1995 г. в ходе тестирования произошла утечка натрия, которая привела к пожару. Контроль над реактором перешёл к JNC (сейчас JAEA), а министр по науке и технике заявил, что его скорейший перезапуск является одной из ключевых целей. В мае 2005 г. Верховный суд открыл путь для перезапуска реактора в 2008 г., однако, это было отложено на февраль 2009 г. JAEA также взяло на себя ответственность за реактор FBR (и связанные с ним НИОКР) в Оарае (Oarai; префектура Ибараки), что неподалёку от Токай-мура (Tokai-mura).
В конце 1998 г. был развёрнут небольшой прототип реактора HTTR (30 МВт) с газовым охлаждением. Это был первый в Японии реактор с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением. Он работал при температуре 850°C, а в 2004 г. был «разогнан» до 950°C, что позволило проводить такие процессы, как термохимическое производство водорода. Уровень безопасности такого реактора довольно высок в связи с тем, что топливные частицы имеют керамическое покрытие и заключены в графитовые шестигранные призмы.
Такая конструкция призвана заложить основу для коммерческого использования реакторов второго поколения с гелиевым охлаждением, работающих при высоких температурах: либо для промышленного применения, либо для работы газовых турбин.
К 2015 г. ожидается, что завод по производству серы и йода, производящий помимо этого 1000 м3/ч водорода, будет связан с реактором HTTR с целью подтверждения эффективности комплексной системы производства.