在冷却剂流量降低时高温气冷堆仍然安全

永利皇宫,【日本原子能研究所网站2003年10月21日报道】
目前,日本原子能研究所正在利用高温工程实验堆进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发工作的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆固有的安全性:在急速降低堆芯冷却剂氦流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而且必将使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。反应堆发生异常状态的典型例子就是堆芯冷却剂流量降低的情况。而高温气冷堆却具有在慢化剂及燃料温度上升时,燃料的核裂变反应自动减弱、反应堆功率自然降低的特性,所以也就没有必要采取停堆措施。要提高高温气冷堆的性能,就必须准确地把握该特性。日本原子能研究所利用HTTR在2003年进行了两次急速降低冷却剂流量的实验。一次是在3月中旬,反应堆的功率为30%,停掉3台氦循环机中的1台,使冷却剂流量骤降至正常情况下的约2/3;另一次是在8月中旬,当时反应堆的功率也是30%,停掉3台氦循环机中的2台,使冷却剂流量降至正常情况下的约1/3。通过这2次实验,验证了随着冷却剂流量的急速降低,反应堆功率会自然降低,且降低比例和降低速度与预测的基本一致。另外,实验还取得了高温气冷堆固有安全性的基本数据。今后,将进一步在提升反应堆功率的条件下进行降低冷却剂流量实验以及抽出控制棒等实验,以取得相关数据;此外,还将开发提高堆芯及反应堆设施动态预测精确度的分析程序。该实验的结果还能够运用于超高温气冷堆(作为第四代核能系统的候选堆型)的设计与开发上。

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