2013年11月18日08:46
JPDR-II
日本核能研究所采用通用电气公司（GE）的沸水反应堆（BWR）作为动力试验反应堆（JPDR）是在1959年3月13日。这不是根据确切的技术依据做出的决定，只不过是由西屋公司和GE进行竞标，最终选择了报价低的GE。并且，日本核能研究所在大约1年半后的1960年8月30日与通用电气日本公司（GEJ）签订了购买协议。日本核能委员会在第二天上报了JPDR的安全性，政府于大约1年后的1961年7月26日颁发了工程施工许可。
在日本核能研究所签订JPDR购买协议时，美国只有两个动力试验反应堆和2个商用轻水反应堆在运行＊7。日本的核能开发虽然比欧美起步晚大约10年，却是全世界较早赶上轻水反应堆技术潮流的。
＊7 2个动力试验反应堆是跟JPDR同类型同规模的“BORAX-3”（GE制造）和“EBWR”（GE制造），2个商用轻水反应堆是指希平港压水堆核电站（发电功率为10万千瓦）和德累斯顿(Dresden)沸水堆核电站(发电功率为21万千瓦）。
GE考虑到日本核能研究所是研究机构，以技术开发为主题，因此，为了将堆芯冷却水由自然循环改为强制循环，在反应堆压力容器的下部设置了连接管道的喷嘴。如果将自然循环变成强制循环，反应堆热功率就会达到原来的2倍＊8。
＊8 引发核裂变的热中子个数取决于堆芯的减速材料——轻水的密度。轻水的密度越大，就有越多的高速中子（快中子）减速，变成高效引发核裂变的热中子。沸水反应堆的堆芯不是膜状沸腾，而是产生小气泡的泡核沸腾。与轻水的自然循环相比，采用强制循环时，轻水密度变成2倍，结果，核裂变的次数也提高到2倍。
JPDR于1963年8月22日达到临界，依靠自然循环运行到6年后的1969年9月1日。打算将热功率提高到原来2倍的JPDR-II改造工程于1969年10月启动，到2年后的1971年12月完工。1970年2月17日，JPDR-II达到了临界。不过，日本核能研究所的目的并不是将发电功率提高到原来的2倍。因此，涡轮和发电机直接将一半蒸汽通过新增的凝聚湿气的换热器散掉，并通过采用海水冷却的冷凝器凝缩为水返回反应堆。JPDR-II运行到1976年3月18日，只运行了大约3年。
据参考文献记载，JPDR-II的设计存在诸多问题。为实现强制循环，并不是简单地设置再循环泵，将一半蒸汽由主蒸汽管引到湿气冷凝器就行的。设计需要反应堆热流动技术，如果没有反应堆厂家那样的经验和技术，就无法达到目的。
JPDR-II虽然在管道不发生应力腐蚀开裂、热功率在50％（JPDR的100％）以下时可正常运行，但将热功率提高到75％以后，就会出现意想不到的管道振动和机器损伤。在性能测试中，直径8in（0.2m）的不锈钢管因振动发生了剪切断裂。但是，日本核能研究所考虑到当时日本轻水反应堆的运行，担心给电力公司带来困扰，隐瞒了剪切断裂的事实。但该所并没有采取措施防止管道振动和机器损伤，因此未达到目的就放弃了运行，并将开发重点转向了废堆技术。
JPDR-II开发项目失败的原因是，日本核能研究所的研究人员不具备像反应堆厂商那样的经验和技术，无法解决管道振动等问题。一般来说，所有产业领域的设备设计看似是组合管道，其实要考虑热流动，还要采取措施防止应力集中于管道及防止因流体流动而引起的管道振动。要防止振动，不仅需要工学理论，还需要基于长期实践的经验。可以说，JPDR-II的问题暴露了日本核能研究所研究人员最大的弱点。（作者：樱井淳，日经能源环境网 供稿）
 |
