我国高温气冷堆具有第四代核能系统安全特性

日本大地震引发的福岛核电站事故，让全世界对核电安全的关注提到了前所未有的高度，也引发了国内对核电发展的思考。有关专家今天介绍，我国高温气冷堆具有第四代核能系统安全特性，可避免类似事故发生。 e!yt<[ph  
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　　此次发生事故的福岛核电站主要采用的是第二代核电系统，我国科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”专项主要研究的方向——大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电站则分别属于第三代核电系统和第四代核电系统的范畴。 auU{Iy   
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　　现代核电技术应对核电站出现的紧急事故通常有三种办法：一是进一步增加供电的方式和可靠性，也就是后来的二代改进型；二是把水放在高处，利用重力让水自流到堆芯，也就是三代“非能动”技术；三是干脆改变堆芯的物理特性，大大降低单位空间堆芯发出的能量，最终使得反应堆不需要冷却水或者其他冷却剂，自己就能够把热量散发出去，使核燃料不受损。 F ry5v?22  
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　　清华大学核能与新能源技术研究院院长兼总工程师张作义告诉记者，我国高温气冷堆采用的就是第三种方式。它的功率密度是压水堆的1/30，产生100万千瓦核裂变能的压水堆反应堆堆芯体积约30立方米，高温气冷堆的堆芯体积是900立方米。而且，它把一个百万千瓦的大反应堆分成10个小的10万千瓦的模块以增加表面散热面积。这样就能确保在没有冷却剂冷却的条件下，反应堆自动散热，燃料元件不会损坏。因为这种安全特性，高温气冷堆被国际上称为不会熔化的反应堆（Melt—Free)，满足第四代核能系统安全标准。这种特性已经通过实际反应堆的大量科学实验所验证。 /6fsh7 \  
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　　2011年3月初，国务院批准山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站项目，我国第一座高温气冷堆商业化示范电站的建设正式启动，这是我国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项在过去两年所取得的最重大进展之一。 <U";V)  
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　　实际上，早从2009年开始，高温堆核电站示范工程即将浇灌第一罐混凝土的消息就不断传来，却迟迟未见行动。张作义说，核电站的安全审查十分严格，在这两年多的时间里，国家核安全局组织了几百人一点一点审查各方面的问题，现在已经认定全部都符合安全要求，设备也已经在上海加工。“目前，我们已在清华200号建造了模拟核电站反应堆高温高压氦气的环境来试验即将装进去的设备。”