去年，一部《切尔诺贝利》的高分美剧再次让30多年的一场核灾难重回公众视野，也让已经日渐平息的世界恐核思潮再起波澜。如何安全使用核能，一直是世界核能技术的必答题。今天我们就来介绍一种公认的新一代核电技术——高温气冷堆。
要安全利用核能，反应堆的冷却方式很重要
如果你平时关注核电技术的话，可能经常听到这些专业词汇：轻水堆、重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快堆、熔盐堆……其实，这些都是以所用到的制冷技术来称呼核反应堆，比如轻水堆和重水堆都属于压水堆，是将水作为冷却剂，用加压（轻水/重水）的方式冷却反应堆，而气冷反应堆，则不再使用水，转而使用气体作为冷却剂。
气冷反应堆并不是新生事物，在人类将核能用于战争后的10年里，对于和平利用核能的研究就一直在继续。
上世纪50年代，英国和法国率先在气冷堆方面做出探索，首先开发的是镁诺克斯（Magnox）型气冷堆，采用二氧化碳气体作为冷却剂，石墨作为慢化剂，镁诺克斯金属作为燃料棒的包壳材料。
而之后，惰性气体氦气取代二氧化碳的计划很快便推出了，那就是由英国牵头多个国家参与的“龙堆”（Dragon）项目。
与此同时，美国和联邦德国也分别建成了桃花谷（Peach Bottom）反应堆和AVR反应堆，两个反应堆均在1966年达到临界，1967年并网发电，其中AVR反应堆直到1988年才退役。
高温气冷堆之所以安全，源于其燃料很独特
高温气冷堆是气冷反应堆中的一种。
目前投入商用的核反应堆技术主要是压水堆，其原料都是由氧化铀陶瓷芯块和锆合金包壳组成，而高温气冷堆的燃料则复杂一些，其高温特性和安全性也首先归功于此。
它的核心是直径0.5mm左右的二氧化铀，外面是三种材料以同心球形式包裹的燃料颗粒，分别是热解碳、碳化硅、致密热解碳，这个颗粒的尺寸也不足1mm。
燃料颗粒会像五仁月饼的果仁一样弥散在石墨基体之中，最后压制烧结成燃料元件。只要环境温度不超过1650℃，最外层的碳化硅球壳就会保持完整，锁定放射性原料，成为反应堆的第一道安全屏障。
（高温气冷堆包覆颗粒及球形燃料元件）
其另一道安全屏障就是“气冷”——以氦气作为冷却气体。由于氦气是一种惰性气体，几乎不与任何物质发生化学反应，原子序数低，中子吸收截面小，难于活化，自身具有很低的放射性水平，也不会像压水堆一样存在各种腐蚀问题。
其第三道屏障是反应堆以石墨作为慢化剂，整个堆芯都没有金属，结构材料全是石墨和碳块，因此熔点可以达到3000℃，提高了结构安全性。
全世界唯二运行的高温气冷堆——中国HTR-10
早在1974年原子能工业起步时期，中国就开始了对气冷堆的早期探索阶段。而这一时期，世界已经处于核电发展的高潮时期，美国和联邦德国分别建造了圣·弗伦堡（Fort St. Vrain）高温堆示范电厂和钍高温气冷堆示范电厂（THTR-300）。
也是在这一时期，美国和苏联相继发生了历史上最严重的核事故——三哩岛和切尔诺贝利事故，这两起事故使得人类对于核能应用的安全性提到了前所未有的高度。因此，在当时气冷堆的试验中，具有固有安全特征的模块式高温气冷堆成为主要发展方向。
它的最基本特点是：在任何事故条件下，反应堆堆芯的剩余发热能够通过非能动的方式载出，堆芯包覆颗粒燃料的温度不会超过允许的限值。这一设计要求可以避免核事故中最可怕的“堆芯熔化”，从而使得即使发生严重事故，核电厂厂外放射性剂量仍在限值范围之内，控制对于社会和环境的破坏。
在此设计思路下，德国发展了基于球形燃料元件的200MW热功率的HTR-Module，美国提出了基于棱柱状堆芯的模块式高温气冷堆（MHTGR），热功率为250MW。
作为较早掌握原子能技术的国家，中国的反应堆研究也一直都跟随着世界研究的节奏，在“863” 计划中，高温气冷堆就是能源领域的一项研究专题，其中设立了8个研究方向：设计研究、燃料元件研究、钍–铀循环燃料后处理研究、石墨堆体性能研究、氦技术及氦关键设备研究、压力容器、球床流动特性和燃料装卸系统技术研究、结构材料使用性能研究。这也是改革开放后，中国对高温气冷堆首次进行大规模系统性专题研究。
在实验数据和技术积累到一定程度之后，在世界高温气冷堆的赛场上，中国的高温气冷堆终于出场了，这就是至今仍在运行的世界仅有的两个高温气冷堆之一，10兆瓦高温气冷实验堆（HTR-10）。
HTR-10究竟有多安全？
目前所有的发电设备原理依旧是百年前的“磁生电”——切割磁感线的运动在导体中产生电流，只不过推动“导体”和“磁场”运动的动力来源不同，于是产生了各种发电的方式。
（HTR-10堆本体示意图）
核电，归根到底就是用核反应的热能来驱动蒸汽轮机发电，因此从结构上看，就是图中左边用来发热的“炉子”和用来发电的蒸汽轮机。这一原理和火电类似，不同之处是用核燃料代替了煤炭。
HTR-10是世界首先实现球床模块式高温气冷堆的布置方案。从参数上看，反应堆热功率10MW，反应堆入口温度250℃，出口温度700℃，采用蒸汽循环发电，球形燃料元件采用在线装卸，直流蒸汽发生器将二次侧的给水加热至3.5MPa、435℃的过热状态，推动蒸汽轮机发电。
经过了数十年的技术积累，中国的HTR-10已经形成了独立自主的知识产权，反应堆的系统、热工、机械等都是自主设计，燃料装卸系统、氦风机等关键技术和设备也都实现了自主研发，压力容器、直流蒸汽发生器等大型构件均实现国产化，同时中国还建立了燃料元件生产线，开发了数字化反应堆保护系统。
那么，HTR-10到底有多安全呢？
保证反应堆安全的最大挑战来自于如何将衰变反应产生热量顺利带出堆芯，以防止热量堆积发生堆芯熔化、放射性外泄等悲惨的事故。
为了系统性地解决安全问题，HTR-10采用了一系列安全设计。
首先是模块式的设计，使得单堆的功率只有压水堆的10%，这使得其面临的散热压力也小；另外，堆芯功率密度也很低，只有压水堆的1/30，这也使得它具有更大的散热表面，即使在主动冷却失效时，衰变热也可以通过自然散热的方式从堆芯传递给环境热阱。这一由德国首先做出的设计思想，却在中国的HTR-10上实现了全球首次真实反应堆上的安全演示。
为了验证反应堆的安全性，模拟可能的事故情况，在2003-2004年，HTR-10分别进行了厂外电源断电试验、主氦风机停机试验，以及甩负荷试验等3项验证固有安全性的试验。
在这种比日后的日本福岛核灾难更严重的工况下，反应堆没有发生堆芯熔化，而且靠全程负反应性温度系数实现了自动停堆。这也就实现了第4代核能系统的一个重要指标：能够通过对核电站的整体实验向公众证明核电的安全性：在任何事故下，包括丧失所有冷却的情况下，不采用任何人为干预，反应堆仍能保持安全状态。
20万千瓦示范电站：最接近商业化的四代核电
在HTR-10的固有安全性得到保障之后，中国在2004年开始启动更高功率、面向市场的高温气冷堆核电站项目——20万千瓦级高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）。
示范工程选址在山东半岛东端的荣成，于2012年12月开工，2018年5月完成首台燃料装卸系统安装和首台主氦风机的出厂实验，现在已经进入到了全面调试阶段的冲刺阶段，今年有望实现并网发电。
整个工程不仅将建成具有自主知识产权的20万千瓦模块式高温气冷堆核电站示范工程，还将开展氦气透平直接循环发电及高温堆制氢等技术研究，使中国有能力跻身掌握第四代核电技术的国家行列。
（高温气冷堆核电站示范工程原则性流程）
相比于HTR-10，示范电站仍采用模块式设计、球形燃料元件，实现不停堆换料，单堆热功率250MW，设置两套独立停堆系统：控制棒系统和吸收球停堆系统。系统布置上采用“肩并肩”的布局，反应堆与蒸汽发生器分别设置在两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接。 （HTR-PM堆本体示意图）
由以上示意图可见，反应堆的堆芯设计是可流动的球床结构，外围采用石墨反射层和碳砖绝热层构成，在石墨反射层还布置了控制棒孔道，在石墨反射层内还布置了碳化硼吸收球孔道。利用控制棒和吸收球两套独立的系统来控制反应堆的核反应。整个示范工程共有10套控制棒和20套作为第二停堆系统的吸收球停堆装置，确保系统多样性和冗余性。
目前，HTR-PM是世界上最接近商业化、安全性也最高的四代核电技术，它被国际上认为是一种“不会熔毁的反应堆”。
在核燃料的制造方面，其采用了全陶瓷型的高性能核燃料，而且实现了燃料元件厂的设计生产能力，其中全部设备国产化。产品在欧盟开展的3年中子辐照及高温极限条件测试中实现在1650℃高温条件下能有效阻挡放射性的泄露，这一指标达到世界最好水平。
在设备建设方面，HTR-PM也完成了一系列世界首台套大型装备制造，包括世界上还没有、通过研发创制的创新型设备660台，如反应堆压力容器、主氦风机，整个工程国产化率实现90%以上。
下一步，向何处？
高温气冷堆定位于压水堆核电的补充、核能供热的主力，在未来，随着示范工程的稳步推进，将在此基础上探索利用示范工程已经验证的技术，在保持主要设备及系统不变的情况下，多个模块组合，形成60万千瓦的核热电联产机组（HTR-PM600）。
（HTR-PM600核电厂3维设计图）
这种机组具有迄今为止在裂变核能系统上能够实现的最高安全性能，可以代替同功率的燃煤发电机组。更方便的是，由于发电系统与火电机组类似，可以充分利用燃煤电站原有设备改造，同时凭借气冷的优势，实现对工业、民用供暖等提供高温蒸汽，实现能源的高效利用。
