(1)HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平; (2)HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。
同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件; (3)作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。
目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂并不完全适用，而针对这种类型核电厂，安全要求的建立仍不完备。
美国核管会(NRC)正在为先进堆制定一套许可证管理的框架文件，以明确高层管理准则和一些重要安全问题的要求。国际原子能机构(IAEA)在2000年颁布的新版核动力厂安全标准No。NS-R-1“SAFETYOF NUCLEAR POWER PLANTS:DESIGN”中提到，该标准对于其它类型的反应堆，包括未来的革新型系统，一些要求可能并不适用，或者在解释它们时需要一些判断。
答：与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。在实现这三项基本安...详情>>
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