2013年11月18日08:46
JPDR-II
日本核能研究所採用通用電氣公司（GE）的沸水反應堆（BWR）作為動力試驗反應堆（JPDR）是在1959年3月13日。這不是根據確切的技術依據做出的決定，隻不過是由西屋公司和GE進行競標，最終選擇了報價低的GE。並且，日本核能研究所在大約1年半后的1960年8月30日與通用電氣日本公司（GEJ）簽訂了購買協議。日本核能委員會在第二天上報了JPDR的安全性，政府於大約1年后的1961年7月26日頒發了工程施工許可。
在日本核能研究所簽訂JPDR購買協議時，美國隻有兩個動力試驗反應堆和2個商用輕水反應堆在運行＊7。日本的核能開發雖然比歐美起步晚大約10年，卻是全世界較早趕上輕水反應堆技術潮流的。
＊7 2個動力試驗反應堆是跟JPDR同類型同規模的“BORAX-3”（GE制造）和“EBWR”（GE制造），2個商用輕水反應堆是指希平港壓水堆核電站（發電功率為10萬千瓦）和德累斯頓(Dresden)沸水堆核電站(發電功率為21萬千瓦）。
GE考慮到日本核能研究所是研究機構，以技術開發為主題，因此，為了將堆芯冷卻水由自然循環改為強制循環，在反應堆壓力容器的下部設置了連接管道的噴嘴。如果將自然循環變成強制循環，反應堆熱功率就會達到原來的2倍＊8。
＊8 引發核裂變的熱中子個數取決於堆芯的減速材料——輕水的密度。輕水的密度越大，就有越多的高速中子（快中子）減速，變成高效引發核裂變的熱中子。沸水反應堆的堆芯不是膜狀沸騰，而是產生小氣泡的泡核沸騰。與輕水的自然循環相比，採用強制循環時，輕水密度變成2倍，結果，核裂變的次數也提高到2倍。
JPDR於1963年8月22日達到臨界，依靠自然循環運行到6年后的1969年9月1日。打算將熱功率提高到原來2倍的JPDR-II改造工程於1969年10月啟動，到2年后的1971年12月完工。1970年2月17日，JPDR-II達到了臨界。不過，日本核能研究所的目的並不是將發電功率提高到原來的2倍。因此，渦輪和發電機直接將一半蒸汽通過新增的凝聚濕氣的換熱器散掉，並通過採用海水冷卻的冷凝器凝縮為水返回反應堆。JPDR-II運行到1976年3月18日，隻運行了大約3年。
據參考文獻記載，JPDR-II的設計存在諸多問題。為實現強制循環，並不是簡單地設置再循環泵，將一半蒸汽由主蒸汽管引到濕氣冷凝器就行的。設計需要反應堆熱流動技術，如果沒有反應堆廠家那樣的經驗和技術，就無法達到目的。
JPDR-II雖然在管道不發生應力腐蝕開裂、熱功率在50％（JPDR的100％）以下時可正常運行，但將熱功率提高到75％以后，就會出現意想不到的管道振動和機器損傷。在性能測試中，直徑8in（0.2m）的不鏽鋼管因振動發生了剪切斷裂。但是，日本核能研究所考慮到當時日本輕水反應堆的運行，擔心給電力公司帶來困擾，隱瞞了剪切斷裂的事實。但該所並沒有採取措施防止管道振動和機器損傷，因此未達到目的就放棄了運行，並將開發重點轉向了廢堆技術。
JPDR-II開發項目失敗的原因是，日本核能研究所的研究人員不具備像反應堆廠商那樣的經驗和技術，無法解決管道振動等問題。一般來說，所有產業領域的設備設計看似是組合管道，其實要考慮熱流動，還要採取措施防止應力集中於管道及防止因流體流動而引起的管道振動。要防止振動，不僅需要工學理論，還需要基於長期實踐的經驗。可以說，JPDR-II的問題暴露了日本核能研究所研究人員最大的弱點。（作者：櫻井淳，日經能源環境網 供稿）
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