摘 要: | 【日本原子能研究所网站2003年7月2日报道】 日本原子能研究所正在以传统的轻水堆为基础、以有效利用铀资源为目的、开发改良型水冷却反应堆——欠慢化轻水堆,并成功开发出实时测量在高温高压条件下,模拟复杂沸腾管路构成的堆芯管路内蒸汽体积比率(空泡率)的技术。 在欠慢化轻水堆中,中子由水来慢化,为提高核燃料中铀-238转化为钚-239的比率,就必须在确保冷却性能的前提下使堆芯内的空泡率保持高水平,所以对设计研究来说就必须高精度地测量空泡率。而且,由于反应堆功率是随空泡率的变化而变化的,所以要预测功率的变化,实时测量空泡率是必不…
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