作為一種先進第四代核電堆型技術，高溫氣冷堆具有安全性好、效率高、經濟性好和用途廣泛等優勢，能夠代替傳統化石能源，實現經濟和生態環境協調發展。
定義
高溫堆
使用石墨慢化氦氣冷卻的反應堆。高溫反應堆也稱為高溫氣冷堆（HTGR），它是改進型氣冷堆的進一步發展，也可稱之為氣冷堆的第三代。高溫反應堆的主要特點是：①具有高度的固定安全性：由于堆芯功率密度低，熱容量大，并具有負反應性溫度系數，因此即使在反應堆冷卻劑流失事故的情況下，堆芯余熱也可依靠自然對流、熱傳導和輻射傳出。同時冷卻劑氦氣是惰性氣體，與結構材料相容性好，氦氣中子吸收截面小，難于活化，因此在正常運行時，氦氣的放射性水平很低，有利于運行和維修。②燃料循環靈活，轉換比高和燃耗深，不僅可以使用低濃燃料，也可以使用高濃鈾和針燃料，實現--鈾燃料循環。燃料的燃耗深度可高達100000MW·d/tU，提高了燃料的經濟性。③熱效率高：由于高溫氣冷堆出口溫度高，可以產生19.0MPa，535℃的高溫高壓過熱蒸汽，配以常規汽輪機組，熱效率可達40%，如果采用高溫氦氣輪機的直接循環，熱效率更可提高到50%～60%。④用途廣泛：高溫氣冷堆還可提高900～950℃以下的高溫工藝氣體，用于煉鋼、黑色金屬生產、煤的氣化和液化、氨和甲醇的生產以及輕紡、海水淡化等工業。
高溫氣冷堆采用涂敷顆粒型燃料，用石墨做減速劑和結構材料。
分類
按照燃料元件形狀和堆芯結構布置特點，迄今世界上高溫氣冷堆可分為兩類，一類是球床堆，另一類是柱狀堆。兩種不同的堆芯結構，各有一些設計特點。球床堆采用不停堆裝卸燃料元件，它是通過堆芯上方的裝卸料機構不斷向堆芯裝料，而在堆芯下部的卸料機構卸料。柱狀堆采用停堆換料。換料間隔時間以及每次換料量，不同的設計有所差異。
從設計結構方面看，球床堆或柱狀堆，它們的共同點是堆芯減速劑與燃料元件屬一體化，燃料與減速劑石墨構成一個整體。只是球床堆的球形燃料元件沒有規則的冷卻劑通道，氦冷卻劑是在燃料球的間隙中自上而下的流動，去冷卻堆芯；而柱狀堆的柱狀燃料元件留有垂直的冷卻劑流道，冷卻劑沿流道自上向下流動。另外球形堆的控制棒可直接插入球形燃料元件中，不需控制棒孔道。而柱狀堆設有控制棒孔道。
優缺點
上述兩種高溫氣冷堆的堆芯結構各有優缺點。
球床堆芯的優點是：①球形燃料元件的設計和制造較為簡單；②堆芯內可方便地混合裝載適當比例的石墨元件和少量的吸收元件，并可采用不停堆裝卸料和實現多次再循環，因而功率分布和燃料的燃耗深度都較均勻；③采用不停堆換料有利于提高堆的可利用率；④燃耗較深。其缺點是：①為實現燃料多次循環而設置的裝卸料系統比較復雜，其可靠性不如常規的停堆換料裝置；②反射層更換較難，需用壽命長、耐輻照的高品質石墨。
柱床堆芯的優點是：①易做成環狀堆芯，有利于傳熱，因而在堆芯尺寸相同的情況下，環狀堆芯功率輸出約可比圓柱堆芯提高40%；②柱狀堆芯有固定的冷卻劑流道，因此氦冷卻在堆芯內的壓力降較小，可減少循環風機的功率；③柱狀堆芯的所有部件易于更換，因而對石墨品質的要求(尤其是抗輻照性能)比球床堆芯的石墨要求低；④停堆安全裕度大。其缺點是為了降低堆芯軸向功率峰值因子，需沿軸向裝載不同含鈾量的燃料元件，為此需采用富集度為19.9%的加濃鈾加上釷的燃料，這對一次通過式燃料循環來說，經濟性較差。
據資料報道七十年代國外主要開發設計大功率(1000MW)級的高溫氣冷堆。八十年代之后改變了設計方向，重點設計采用低濃鈾-釷燃料的模塊式高溫氣冷堆。這種堆與已建成的高溫堆相對比，在燃料、減速劑、冷卻劑等方面基本相同只是電功率較小一般在200MWe以下。模塊堆是一個堆為一個模塊不同數目的模塊可以組成不同功率的高溫氣冷堆電站。
簡介
高溫氣冷堆具有固有安全、模塊化設計與建造和多用途等特性，被認為是最有前途的第四代反應堆堆型。技術上，高溫氣冷堆可以取消場外應急，具備替代關停退役中小火電廠老舊機組能力。高溫氣冷堆替代中小型火電，是一種解放思想、開拓思路的核能利用理念，是核能利用體系內的重大創新，對于緩解環境保護、節能減排與經濟發展、社會穩定之間的矛盾具有重要的意義。
技術簡述
用氣體作為冷卻劑的氣冷反應堆技術，最早應用于軍用核材料的生產，后來逐步發展成為商用發電的動力反應堆。它大致分為四個階段：早期氣冷堆（Magnox堆）、改進型氣冷堆（AGR堆）、高溫氣冷堆和模塊式高溫氣冷堆。
模塊式高溫氣冷堆按照堆芯結構的特點，還可以分為球床堆和棱柱堆兩大類型。球床堆采用球形燃料元件，利用球在反應堆堆芯中的緩慢移動實現不停堆連續換料。它的優點是提高反應堆的可利用率，實現比較均勻的功率分布和燃料的燃耗深度，以及沒有大的后備反應性，有利于反應堆的控制。
球床堆技術由德國于利希研究中心R.Schulton教授發明，在德國開展了大量的研究和發展工作，建設了15MWe的高溫氣冷堆（AVR）實驗反應堆和300MWe的高溫釷反應（THTR）工業示范堆。我國在國家高科技研究發展計劃的支持下于2000年在清華大學建成10MW高溫氣冷試驗堆（HTR-10），是世界上首個實現“模塊式”肩并肩布置的球床高溫氣冷堆的實驗堆。
美國和日本主要發展了棱柱堆。美國建設了Peach Bottom實驗堆和Fort St. Vrain工業示范堆，日本建設了高溫實驗反應堆（HTTR）。球床堆和棱柱堆的主要差別是燃料的幾何形狀不同。但是兩種高溫氣冷堆的核心技術，例如，全陶瓷包覆顆粒燃料、氦氣冷卻劑和石墨慢化劑都是相同的。二者在20世紀80年代以后不約而同地轉向了“模塊式”高溫氣冷堆的技術發展方向，應用領域也是相同的。
具有優異的固有安全性是模塊式高溫氣冷堆的突出特征。國際上把高溫氣冷堆列為符合第四代先進核能系統技術要求的堆型之一。2003年發表的第四代核能系統路線圖報告把超高溫氣冷堆（VHTR）列為第四代核能系統6種候選技術之一。2010年后更新的路線圖報告則將VHTR更改為V/HTR（超高溫氣冷堆/高溫氣冷堆），并說明它包括的溫度范圍是700~1000℃。
圖1示意了HTR-PM球形燃料元件結構。以二氧化鈾為核心，外面包覆熱解碳和碳化硅層，形成0.92mm直徑的包覆顆粒燃料。大約12000個包覆顆粒燃料與石墨一起被填充在1個直徑60mm的燃料球中。
圖2為我國高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）的核蒸汽供應系統模塊結構的示意圖。反應堆堆芯中大約有4.2×105個燃料球，直徑為3m，高為11m。堆芯周邊的反射層是耐高溫的石墨。冷卻劑氦氣從反應堆頂部流過堆芯，然后通過一個內襯保溫材料的同軸雙層連接結構，流到一個和反應堆肩并肩布置的蒸汽發生器。冷卻后的氦氣由布置在蒸汽發生器殼頂部的氦氣循環風機加壓后通過同軸連接結構的外層流回反應堆，形成一個封閉的反應堆——回路循環。新燃料元件由頂部裝入堆芯，從底部卸料管卸出。卸出的燃料元件如果未達到預定的燃耗深度，則再送回堆內使用。
一個反應堆和一臺蒸汽發生器構成了一個高溫氣冷堆反應堆模塊。在中國的200MWe高溫氣冷堆核電站示范工程（即HTR-PM）中，每個反應堆模塊熱功率為250MWt。HTR-PM設計有2個模塊，向1臺蒸汽輪機供應蒸汽，發電功率為210MWe。模塊式高溫氣冷堆的發明者H.Routler與G.Lohnert在早期就曾經指出，模塊的意思就是在一個核電機組中可以根據需要連接多個反應堆模塊。
當該反應堆要應用于更高溫度的場合時，需要有一個耐更高溫度的中間熱交換器，以取代蒸汽發生器。而反應堆本身從燃料、反射層、堆內金屬構件到連接管都可以保持原有的材料和設計。目前經過驗證的包覆顆粒燃料元件技術（TRISO）經過長期輻照考驗證明能夠在1250~1350℃下長期運行，考慮到堆芯出口溫度的不均勻性，可以實現反應堆出口氦氣平均溫度達到1000℃的要求。
發展歷程
德國最初于1960至1990年在球床高溫氣冷堆方面開展了大量的研究工作，美國在同期也發展了棱柱燃料的高溫氣冷堆。20世紀80年代早期，德國提出了模塊式高溫氣冷堆的概念，之后高溫氣冷堆的發展進入了模塊式高溫氣冷堆的發展階段，德國、美國、日本、俄羅斯、南非和中國等都曾經開展了大量的研究，研究和發展了一系列基本具備建設首個示范工程的工程設計。
中國建設了世界第一個模塊式高溫氣冷堆的工業示范電站，即華能山東石島灣20萬千瓦級高溫氣冷堆核電站示范工程，含兩個熱功率為250MWt的反應堆模塊。
自2008年以來，石島灣核電站一直在進行前期籌備工作。
2011年3月份，受3·11日本地震引發的福島核事故影響，正在籌備、審批的的核電項目都被叫停，其中包括石島灣核電廠。
然而，審批暫停并沒有阻礙該項目的積極籌備，2012年，進度控制工作人員楊江東在接受采訪時表示，核島基坑負挖工作已完成，并通過國家核安全局檢查驗收，核島底板鋼筋綁扎也已完成，只等著工程開工、澆筑第一罐混凝土。
到了12月9日，該工程正式開工，澆筑了第一罐混凝土。
2015年，現場土建工程全部完成，廠房封頂，設備開始入場安裝和調試。之后，在研發團隊等各方面的努力下，2016年3月和9月，兩臺反應堆壓力容器分別制造完成并在石島灣現場安裝就位。
2018年5月，首臺燃料裝卸系統安裝完成。
2018年10月，2套堆內構件安裝完成。
2018年12月，2臺蒸汽發生器完成制造和出廠打壓實驗，2臺主氦風機完成出廠實驗。
截止到2018年底，該項目的主設備研制和生產基本完成。為支持高溫氣冷堆示范工程的研發和建設，清華大學在國家科技重大專項的支持下，專門建設了高溫氣冷堆工程實驗室，對反應堆主設備、主系統進行了全面驗證。
2020年10月19日，歷時14天，全球首座高溫氣冷堆核電示范工程首堆一回路冷態功能試驗一次成功。不同于其他堆型的冷態功能試驗，高溫氣冷堆核電示范工程冷態功能試驗采用壓縮空氣作為試驗介質，分臺階加壓至最高試驗壓力8.9MPa進行一回路壓力邊界強度性能試驗，然后降至8.0MPa保壓24小時以上測量一回路泄漏率，同時考察一回路壓力容器在壓力作用下的變形和位移，并對支承系統的有效性做出初步判斷。試驗結果表明，示范工程首堆各項指標均滿足設計要求。
2020年11月3日，國家科技重大專項——全球首座高溫氣冷堆核電示范工程建設現場再傳捷報，繼10月19日，2號堆一回路系統冷態功能試驗順利完成后，1號堆一回路系統冷態功能試驗再次順利完成，各項指標均達到設計要求。
這一工程是我國擁有自主知識產權的第一座高溫氣冷堆示范電站，也是世界上第一座安全性更高的第四代核能、模塊式商用規模示范電站，兼具科研性、工程性和商業化的三重特征。
2021年12月，落戶榮成市的世界首座高溫氣冷堆核電站再傳喜訊——國家科技重大專項榮成高溫氣冷堆示范工程2號反應堆首次臨界，這是繼9月12日1號反應堆成功臨界的又一重大進展。以此為標志，山東榮成高溫氣冷堆示范工程實現“雙堆臨界”，兩臺進入“持續、可控核反應”運行狀態的反應堆，為年內實現并網發電奠定堅實基礎。
參考資料 >
世界首座高溫氣冷堆核電站2號反應堆首次臨界 山東榮成高溫氣冷堆示范工程實現“雙堆臨界”.今日頭條+大眾網.2021-12-03