2.1 安全性好
模块式高温气冷堆是目前世界上各种反应堆中最安全的一种堆型，有人戏称它为傻瓜堆，意指这种堆在技术上能够保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁、放射性外泄、危害公众和环境安全、必须厂外应急的严重事故，哪怕是位傻瓜去操作，也绝不会发生安全问题。模块式高温气冷堆之所以能具有所谓的固有安全性，是采用了以下一些特殊的设计。
2.1.1 采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件
高温气冷堆的燃料元件有两种，一种是与压水堆相似的棱柱形的，另一种是球形的（见封三），使用这两种元件的高温气冷堆分别称为棱柱形高温气冷堆和球床高温气冷堆。两种元件虽然形状不同，但都由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成。包覆颗粒燃料直径约0.8～0.9 mm，中心是直径约0.2～0.5 mm的核燃料UO2核芯，核芯外面有2～4层厚度、密度各不相同的热解碳和碳化硅包覆层，实验表明，在2 100℃的高温下，包覆颗粒燃料仍能保持其完整性，破损率在10－6以下，这一温度大大超过高温气冷堆事故工况下的最高温度，换言之，就是这种元件即使在事故条件下，也不会发生放射性物质外泄、危害公众和环境安全的情况。
2.1.2 采用全陶瓷堆芯结构材料
高温气冷堆用石墨作慢化剂，堆芯结构材料由石墨和碳块组成，不含金属。石墨和碳块的熔点都在3 000℃以上，因此，即使在事故条件下，也绝不会发生像美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站那种堆芯熔毁的严重事故。
2.1.3 采用氦气作冷却剂
氦气是一种惰性气体，不与任何物质起化学反应，与反应堆的结构材料相容性好，避免了以水作冷却剂与慢化剂的反应堆中的各种腐蚀问题，使冷却剂的出口温度可达950℃甚至更高，这就显著提高了高温气冷堆核电站的效率，并为高温堆核工艺热的应用开辟了广阔的领域。氦气的中子吸收截面小，难于活化，在正常运行时，氦气的放射性水平很低，工作人员承受的放射性辐照剂量也低。
2.1.4 阻止放射性的多重屏障
模块式高温气冷堆采取纵深防卸的安全原则，设置了阻止放射性外泄的四道屏障。全陶瓷的包覆颗粒燃料的热解碳和碳化硅包覆层，是阻止放射性外泄的第一道屏障。球形燃料元件外层的石墨包壳，是阻止放射性外泄的第二道屏障。由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳和连接这两个压力壳的热气导管压力壳组成的一回路压力边界，是阻止放射性外泄的第三道屏障。一回路舱室外由混凝土墙构成的安全包容体是阻止放射性外泄的第四道屏障。
2.1.5 非能动的余热排出系统
模块式高温气冷堆根据非能动安全性原则进行热工设计，使得在事故停堆后，堆芯的冷却不需要专设余热排出系统，燃料元件的剩余发热可依靠热传导、热辐射等非能动的自然传热机制传到反应堆压力壳，再经压力壳的热辐射传给反应堆外舱室混凝土墙表面的堆腔冷却器，堆腔冷却器是设置在一回路舱室混凝土墙上的冷却水管，管内的水经加热后完全依靠自然循环将热量载到上部的空气冷却器，最终将热量散到周围环境中去。堆腔冷却器也有独立的两组，每组都具有100%的余热排出能力。模块式高温气冷堆堆芯直径较小，平均功率密度也较低，这种非能动余热排出系统的设计可以保证在极端的事故条件下，即在堆芯冷却剂完全流失、主传热系统的功能完全丧失的条件下，保证堆芯燃料元件的最高温度不超过1 600℃的设计限值，远低于其包覆颗粒燃料的破损温度2 200℃。
2.1.6 反应性瞬变的固有安全性
模块式高温气冷堆的设计具有负的反应性温度系数，在正常运行工况下燃料元件的最高温度距最高容许温度尚有约700℃的裕度，借助负反应性温度系数可以提供5.6%的反应性补偿能力，大于各类正反应性事故引入的最大反应性当量，因而具有反应性瞬变的固有安全性。
2.2 用途广泛
2.2.1 高效发电
发电效率与气轮机入口温度的关系示于图1。高温气冷堆氦气冷却剂的出口温度（即气轮机的入口温度）可以高达950℃，由于冷却剂的出口温度高，高温气冷堆用来发电其效率就大为提高。目前考虑了两种热力循环方式：
（a）蒸汽循环方式
由氦气冷却剂载出的核能经过直流蒸发器加热二次侧的水，产生530℃的高温蒸汽，推动蒸汽轮机发电，发电效率可达40%左右。
（b）氦气循环方式
由氦气冷却剂直接推动气轮机发电，这种方式的优点是十分明显的，其效率可达50%，同时还可减少环境污染，即排放到大气环境中的热量比压水堆少，且单位能量产生的高放射性废料也比压水堆少。
2.2.2 提供高温工艺热
高温气冷堆可以提供900～950℃的高温工艺热和540℃以下各种参数的工艺蒸汽，在核供热方面具有广泛的应用领域，例如可用于冶炼钢铁和有色金属（850～1250℃），煤的气化（加氢气化工艺700～800℃，蒸汽煤气化工艺800～950℃），氨和甲醇生产（750～900℃），热化学裂解水生产氢（730～1000℃），油页岩干馏（～600℃），稠油注蒸汽开采、石油精炼（250～400℃），以及轻纺、海水淡化、区域供热等需要低温工艺热的部门。
2.3 经济性好
高温气冷堆的安全性与用途的广泛性是核能界公认的，它的经济性随着模块式堆型的提出及核电设备制造经验的成熟逐渐显现出越来越强的竞争力。最近南非对其计划建造的热功率226 MW、电功率100.9 MW、采用氦气气轮机发电的11座模块式球床高温气冷堆（PBMR）电站进行的技术经济分析表明，第一座堆的基础价为10 620万美元，第2－11座堆的基础价为9 024万美元，即每千瓦发电能力的基础价约为1 000美元，每度电的成本价格为1.553美分（表1）。为了验证南非对PBMR经济分析的可靠性，IAEA于1997年底派专员赴南非对这一结果进行独立的评估，评估的结论是：南非所有的经济分析是有根据的。IAEA的官员还对PBMR的价格进行了敏感性分析，将贴现率由原来的6%提到10%，负荷因子由原来的95%降为75%，建造期由原来的24个月加到36个月，运行维修费由原来的每千瓦电1.55美厘增至3.93美厘，原来未考虑的不可预见费取为基础价的16.27%,敏感性分析结果表明，在各种因素都取最不利的情况下，第2－11座堆的基础价为10 844万美元（增加20%），每度电的成本价格为3.306美分。
表1 南非高温气冷堆电站经济分析（基础价）
项 目 价格（万美元） 比例
反应堆 1 900 21.05
电力转换 1 956 21.68
冷却系统 508 5.64
氦储存与控制 184 2.04
燃料装卸 310 3.44
工艺辅助系统 284 3.16
仪控电 988 10.95
土建 1 089 12.04
建造服务 1 083 12.00
工程管理 722 8.00
总计 9 024 100
南非高温气冷堆的基础价与成本电价大大低于目前国际上大型压水堆核电站的基础价与成本电价，这表明高温气冷堆氦气气轮机电站是经济上非常有竞争力的一种核电站。
高温气冷堆的经济性好，除了前面提到的发电效率高、供热用途广之外，还有以下一些原因：
（1）系统简化 高温气冷堆与压水堆系统的比较见表2。 表2 高温气冷堆与压水堆系统的比较 系统 高温气冷堆 压水堆 反应性控制 控制棒 ·控制棒·硼浓度调节·可燃毒物 压力调节 氦气的吞吐 稳压器 余热排出 非能动 能动 应急给水系统 无 有 安全注入系统 无 有 应急柴油机 非安全级 安全级 安全壳 不承压、无气密性要求的包容体 ·气密性·双层壳 ·喷淋 ·堆熔捕集 ·防氢爆·底板熔穿设防
（2）连续装卸燃料 球床高温气冷堆好像一个煤球炉子，球形燃料元件好比煤球。元件一个个从堆的顶部加入，从堆的底部卸出。每个卸出的元件都要经过检测，达到一定燃耗即烧透了的，输入乏燃料罐储存，没达到一定燃耗的元件，还要重新放入堆中使用。这种连续装卸燃料的方式，既可使每个燃料元件都得到充分的利用，同时换料还不用停堆，这就提高了可利用因子。
（3）可进行模块化建造 模块式高温气冷堆可通过标准化和系列化生产部件设备，增加工厂预装配份额，降低现场安装工作量，缩短建造时间，减少建造期的利息，有利于降低造价。模块式高温气冷堆单堆功率不大，可通过多模块组合的方式逐步扩大容量，降低一次投资，增强其对市场变化的灵活反应能力。
（4）可有效利用钍资源 一般情况下，可用来产生裂变反应的核燃料只有三种元素--235U、239Pu和233U。239Pu 和233U都是人造元素，因此，自然界中存在的唯一裂变元素就是235U。然而235U的含量极少，只占天然铀的0.7%。钍被中子照射、经过一系列反应可以变成233U，将钍铀混在一起制成核燃料放入反应堆中，在消耗235U的同时，还会生产233U，这就是所谓的增殖。高温气冷堆由于本身的结构特点，能够放入较多的钍，具有较高的转化效率，生产较多的233U。
我国钍资源丰富，发展钍－铀燃料循环的高温气冷堆具有雄厚的资源基础。利用钍转化生产233U，节省天然铀资源的消耗，是有效利用和增加我国核燃料资源的一个重要途径，不仅在经济上具有效益，而且对发展我国核能事业具有极其长远的战略意义。
90年代后期，美国麻省理工学院从安全性、经济性、建造周期、效率、寿命、退役费用、废料处理、投资回收、防止核扩散、政府与公众的支持等29个方面对几种先进核动力堆进行了综合评估（表3），球床高温气冷堆以遥遥领先的总得分获得第一名，被认为是21世纪美国乃至全世界核电站最有发展前途的堆型。
表3 几种先进核动力堆的综合评估 比较项目 重要性 系数 评估得分名次 先进 轻水堆 (ALWR) 高温 气冷堆 (HTGR) 先进 压水堆 (AP600) 安全性 10 3 1 2 经济性 10 2 2 1 投资回收期 9 2 2 1 政府支持 9 3 1 2 建造周期 8 2 2 1 模块化建造 8 3 2 1 公众支持 8 3 1 2 效率 8 3 1 2 安全审评 8 3 1 2 燃料完整性 7 3 1 2 运行人员数目 7 3 1 2 低放废物排放量 7 3 2 2 换料时间 7 3 1 2 在线维修 7 3 1 2 燃耗 7 2 1 2 运行周期 7 2 1 2 退役费用 7 3 2 3 防止核扩散 6 3 1 2 先进控制室 6 2 1 2 设备更换 6 3 2 1 设计简化 6 3 1 2 燃料循环一次通过 6 2 1 3 电厂寿命 6 2 3 1 电力转换 6 3 1 2 乏燃料 6 3 1 2 材料 6 1 1 1 设备污染程度 5 3 1 2 规模化生产 5 3 1 2 现代管理信息管理系统 5 1 1 1 获得第一名数目 2 21 8 获得第二名数目 8 7 19 获得第三名数目 19 1 2 3 HTR-10的建造简况
高温气冷堆1986年列入国家八六三计划，以清华大学核能研究院为主体，组织国内有关单位在七五期间进行了系统、深入的开发论证和 单项关键技术的实验研究。1992年3月，国务院批准在清华大学核研院建造10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）。1992年3月至1994年12月，相继完成了该堆的厂址选择报告、环境影响报告、可行性研究报告、初步安全分析报告、消防专篇、职业卫生专篇、设计准则和初步设计，并先后通过了有关部门的审查和批准，取得了该堆的设计资格和北京市与国家核安全局颁发的建造许可证，至1995年1月，完成了工程建设的全部前期工作。
1995年6月14日，HTR-10正式动工，浇灌第一罐混凝土。1997年底，核岛主厂房封顶。1998年底，反应堆压力壳、蒸汽发生器及其压力壳、热气导管及其压力壳吊装就位。1999年底，完成反应堆堆芯安装和常规岛施工。2000年底完成全部系统的安装调试，实现首次临界。在建堆的同时，建立了燃料装卸、控制棒传动、吸收球停堆、热气导管、蒸汽发生器两相流五个实验台架并在这些台架上完成了一系列工程验证性实验；研究并掌握了球形燃料元件的生产工艺，试生产出冷态性能符合设计要求的燃料元件。 HTR-10具有一些重大的技术创新，脉冲气流燃料元件装卸系统，全数字化控制与保护系统、球形燃料元件的研制等分别是具有世界领先水平和先进水平的成果，国外已有公司表示了向中国购买该设计和燃料元件的意向。这些创新成果的应用，既能确保安全、可靠，万无一失，又简化了系统，节约了投资，具有中国自己的特色，使HTR-10投入运行之后，整体上具有世界先进水平。
HTR-10的主要设计参数如表4所示，反应堆与蒸汽发生器剖面示意图见封三。 表4 HTR-10主要设计参数 反应堆热功率 MW 10 堆芯体积 m3 5 平均功率密度 MW/m3 2 一回路氦气压力 MPa 3 氦气入口温度 ℃ 250/300（一期/二期） 氦气出口温度 ℃ 700/900（一期/二期） 氦气流量 kg/s 4.3/2.2 燃料 UO2 燃料加浓度 % 17 燃料元件直径 mm 60 燃料元件总数 27 000 燃料循环模式 多次连续循环 平均燃耗深度 MWd/t 80 000 HTR-10从单项技术攻关开始，在设计、工程实验、土建安装、设备制造、调试运行、管理等过程中一直强调国产化。它完全由我国自主设计和建造，除石墨材料和极少数阀门、贯穿件以外，绝大多数设备、材料、仪器、仪表都是国内生产，燃料元件也是自己研制，调试运行和全部的管理工作，没有一个外国人参加，可以说做到了自主设计、自主制造、自主建设、自主营运，拥有全部的知识产权。HTR-10的一些设备材料、仪器仪表，在国内都是首次研制，带动和促进了机械、电子、冶金、建材等行业的技术升级，为今后实现高温气冷堆的产业化打下了良好的基础。
