第四代核能系统的风险控制
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发布时间：2022-05-03 11:35
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时间：2022-06-19 13:42
《国产四代核电技术已在研发 可避免类似福岛事故》 2011年03月17日 来源：科技日报
日本大地震（2011·3·11日本本州岛海域地震）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*核能系统安全特性，可避免类似事故发生。
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*核电系统的范畴。
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。
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*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。
2011年3月初，*批准山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站项目（石岛湾核电站），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。
