游戰(zhàn)洪

西方國家早在1960年代就提出了高溫氣冷堆的設(shè)計概念，并開展了相關(guān)研發(fā)。至1979年，高溫氣冷堆已經(jīng)歷了試驗電站、原型電站階段，先進的球床式模塊堆設(shè)計概念也已提出。雖然1980年代，在接連遭遇美國三英里島核事故和蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故后，國際上核能研發(fā)進入低谷，高溫氣冷堆也陷入停滯狀態(tài)，但中國加快高溫氣冷堆技術(shù)的研發(fā)和創(chuàng)新，于2000年成功建成世界首座10兆瓦模塊式球床高溫氣冷實驗堆，其核安全技術(shù)處于世界領(lǐng)先水平。

高溫氣冷堆是一種先進的反應(yīng)堆，采用耐高溫的全陶瓷型燃料元件，以化學(xué)惰性和熱工性能良好的氦氣作為冷卻劑，以耐高溫的石墨材料作為慢化劑和堆芯結(jié)構(gòu)材料。

高溫氣冷堆是良好的高溫?zé)嵩?，堆芯溫度限值達1600℃，出口溫度達950℃。壓水堆核電站一回路壓力殼冷卻劑出口溫度約為325℃，進口溫度約為290℃；二回路蒸汽溫度約為275-290℃，發(fā)電效率約為33%-34%。高溫氣冷堆的發(fā)電效率高于壓水堆。當(dāng)采用蒸汽循環(huán)方式時，由氦冷卻劑載出的核能經(jīng)過蒸汽發(fā)生器加熱二次側(cè)的水，產(chǎn)生的530℃的蒸汽可推動蒸汽輪機發(fā)電，發(fā)電效率可達到38%-40%。如果由高溫氣冷堆輸出的氦氣直接推動氦氣透平發(fā)電，其發(fā)電效率可達45%-47%。除高效發(fā)電外，高溫氣冷堆可用來進行煤的氣化和液化、稠油熱采、煉鋼、化工合成等，還可用于制氫。

高溫氣冷堆的發(fā)展

1962年，英國與歐洲經(jīng)濟共同體合作，開始建造世界上第一座高溫氣冷堆——熱功率為20兆瓦的龍堆（Dragon），1964年建成并實現(xiàn)首次臨界，1966年達到滿功率運行。

在1986年以前，高溫氣冷堆的發(fā)展大致可分為三個階段：高溫氣冷堆試驗電站階段、高溫氣冷堆原型電站階段、模塊式高溫氣冷堆階段。

第一階段以美國的桃花谷堆（發(fā)電功率40兆瓦）和聯(lián)邦德國的AVR球床高溫堆（發(fā)電功率15兆瓦）為代表。兩堆均于1966年建成，1967年開始功率運行。桃花谷堆運行情況很好，1974年10月燒完第二爐燃料，完成試驗和研究任務(wù)后關(guān)閉，在七年半的運行期間平均負荷因子達到74%，可用度達到88%。AVR堆在建成后十年中，平均可用度達到78%，其中1976年可用度92%，負荷因子91%。1974年，該堆一回路氦氣出口溫度由原設(shè)計溫度75℃提高到950℃，運行情況仍很好，其間進行了多次事故模擬試驗，都證明高溫氣冷堆安全性能良好。

第二階段以聯(lián)邦德國釷高溫球床堆電站THTR-300（發(fā)電功率315兆瓦）和美國的圣弗蘭堡（Fort St.Vrain）電站（發(fā)電功率330兆瓦）為代表，它們都是用來發(fā)電的高溫堆。THTR-300氦氣出口溫度750-785℃，未達到工藝供熱堆的要求。為促進高溫堆實現(xiàn)商用化和核高溫供熱技術(shù)發(fā)展，聯(lián)邦德國對供熱用的HTR-500高溫堆進行了設(shè)計研究，建立了相應(yīng)的大型試驗裝置，在高溫核供熱方面做了大量富有成效的試驗研究。1971年，美國準備將高溫堆推向商業(yè)電力市場，先后有過10套發(fā)電功率從700兆瓦到1160兆瓦高溫堆設(shè)備的訂貨，但由于1970年代中期美國經(jīng)濟衰退，這些訂單都陸續(xù)取消。

第三階段的模塊式高溫氣冷堆是國際公認的新一代先進反應(yīng)堆，其模塊式的特點體現(xiàn)在反應(yīng)堆被設(shè)計成一個個中小型、可以在工廠批量加工制造的標準堆，當(dāng)要建設(shè)一個大的核電站時，可以把多個標準堆并聯(lián)起來。這樣的設(shè)計具有良好的經(jīng)濟性。模塊式高溫氣冷堆具有良好的固有安全性，通過降低單堆的功率和功率密度，使反應(yīng)堆在任何事故情況下，都可以將堆芯剩余發(fā)熱通過導(dǎo)熱和輻射導(dǎo)出，使得燃料的最高溫度低于1600℃，不致引起燃料顆粒的破壞和大量放射性釋放。1979年，聯(lián)邦德國電站聯(lián)盟首先提出球床式模塊堆設(shè)計概念（HTR-M），反應(yīng)堆的堆芯采用球形燃料元件，這樣的設(shè)計可隨時連續(xù)地裝卸核燃料，免去定期停堆拆卸更換燃料元件的步驟，核電站的可利用率以及反應(yīng)堆的功率輸出等均有顯著提高。

1986年4月26日，蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站發(fā)生堆芯熔化的嚴重事故，大量放射性物質(zhì)逸出，造成了嚴重后果，全世界談核色變。受到該事故的影響，高溫氣冷堆在全世界進入寒冬期，聯(lián)邦德國取消了所有先進反應(yīng)堆的發(fā)展計劃，包括高溫氣冷堆、快中子反應(yīng)堆等。

設(shè)計與研制

清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院（簡稱核研院）幾代人經(jīng)過近三十年堅持不懈的研發(fā)，最終掌握高溫氣冷堆的關(guān)鍵技術(shù)。

1966年，清華大學(xué)核能技術(shù)研究所（簡稱核能所，后更名為核能技術(shù)設(shè)計研究院、核能與新能源技術(shù)研究院）所長呂應(yīng)中在英國召開的高溫氣冷堆國際會議上了解到有關(guān)高溫氣冷堆的知識，并在會上結(jié)識了聯(lián)邦德國的“球床高溫氣冷堆之父”——蘇爾登（R.Schulten，又譯舒爾滕）博士。1979年，清華大學(xué)邀請?zhí)K爾登博士來核能所講學(xué)。蘇爾登除講授高溫氣冷堆的基本知識外，還著重介紹聯(lián)邦德國設(shè)計、建造與運行高溫氣冷堆的主要經(jīng)驗與教訓(xùn)，并邀請核能所四位科學(xué)家到于利希核研究中心進修，學(xué)習(xí)高溫氣冷堆計算機程序等。王大中于1981年1月到達于利希核研究中心，師從蘇爾登從事模塊式中小型高溫氣冷堆的設(shè)計和研究。

當(dāng)時，模塊式高溫氣冷堆的概念剛被提出，其功率最高只能達到20萬千瓦。王大中做了一百多個方案的設(shè)計、計算、分析，基于在國內(nèi)跟同事一起研究釷高溫氣冷增殖堆雙區(qū)球床堆芯方案時積累的經(jīng)驗，他提出了雙區(qū)球床堆的新概念——環(huán)形堆芯模塊式高溫氣冷堆，使得模塊式高溫氣冷堆的設(shè)計功率一下子提高到50萬千瓦。經(jīng)蘇爾登教授推薦，他的《一種在嚴重事故下具有安全自穩(wěn)定性的球床核反應(yīng)堆》專利很快獲得聯(lián)邦德國專利局的批準，并且分別在美、英、法、日、意、蘇聯(lián)等國專利局進行了登記。王大中后又做了進一步的方案設(shè)計，他于1982年9月獲得亞琛大學(xué)自然科學(xué)博士學(xué)位。

1982年10月，從德國學(xué)成歸來的王大中擔(dān)任核能所副所長，他利用游泳池式屏蔽試驗反應(yīng)堆進行低溫核供熱試驗，在國內(nèi)首次成功實現(xiàn)實驗規(guī)模的核供熱，開辟了核能應(yīng)用的新途徑。1985年，王大中擔(dān)任核能所所長，開始主持國家“七五”重點攻關(guān)項目——5兆瓦低溫核供熱堆，該反應(yīng)堆于1986年3月正式動工興建。1986年，王大中擔(dān)任國家“863”計劃能源領(lǐng)域?qū)＜椅瘑T會首席科學(xué)家，將快堆、高溫氣冷堆以及聚變裂變混合堆列為“863”計劃研究發(fā)展的三種先進反應(yīng)堆堆型，核能所負責(zé)主持高溫氣冷堆的研究。

在“863”計劃的統(tǒng)一安排下，核能所與國內(nèi)有關(guān)單位協(xié)作，把高溫氣冷堆項目分解為設(shè)計研究、燃料元件研究、石墨堆體性能研究、氦技術(shù)及氦關(guān)鍵設(shè)備研究、球床流動特性和燃料裝卸系統(tǒng)技術(shù)研究、結(jié)構(gòu)材料使用性能研究等8個研究課題，后細分為43個子課題?！捌呶濉逼陂g，進行了系統(tǒng)、深入的開發(fā)論證和單項關(guān)鍵技術(shù)實驗研究，至1990年底，研究計劃全部按期完成。

1991年9月16日，國家科委、國家教委、能源部、機電部、中國科學(xué)院和中國核工業(yè)總公司聯(lián)合向國務(wù)院呈報《關(guān)于八六三計劃能源領(lǐng)域2000年發(fā)展目標的請示》，擬申請2000年在清華大學(xué)核研院建成一座熱功率為l萬千瓦的高溫氣冷實驗堆，以掌握高溫氣冷堆的設(shè)計、建造及運行技術(shù)，驗證模塊式高溫氣冷堆的固有安全特性，進行燃料元件和材料的輻照實驗以及材料和區(qū)域供熱實驗，開展高溫核工藝的應(yīng)用研究。1992年3月14日，國務(wù)院正式批準立項，中國高溫氣冷堆從此由實驗研究轉(zhuǎn)入工程建造的新階段。

“八五”期間，核研院完成了建堆的全部前期工作。1994年12月26日，國家核安全局向核研院頒發(fā)10兆瓦高溫氣冷實驗堆建造許可證。1995年4月6日，《國家科委關(guān)于高溫氣冷堆（HTR-1O）工程初步設(shè)計的復(fù)函》批準初步設(shè)計，同意動工興建。6月14日.10兆瓦高溫氣冷實驗堆在清華大學(xué)核研院正式動工興建。1997年10月27日至29日，主廠房封頂順利完成。1998-2000年，完成反應(yīng)堆各系統(tǒng)、設(shè)備的加工、制造與安裝。2000年11月20日，順利完成裝放核燃料。12月1日，反應(yīng)堆一次成功實現(xiàn)首次臨界，12月21日，反應(yīng)堆正式達到臨界狀態(tài)。

10兆瓦高溫氣冷堆包含34個系統(tǒng)、近千臺設(shè)備，涵蓋物理、熱工水力、化學(xué)、材料、機械、加工制造、儀表控制等多個學(xué)科，經(jīng)過了試驗研究、設(shè)計、實驗驗證、加工制造、安裝調(diào)試等多個環(huán)節(jié)。清華大學(xué)核研院、中國核動力研究設(shè)計院、核工業(yè)第二研究設(shè)計院和清華大學(xué)土木建筑設(shè)計研究院聯(lián)合完成初步設(shè)計；中國核工業(yè)第24建設(shè)公司和第23建設(shè)公司承擔(dān)土建與安裝施工；清華大學(xué)核研院設(shè)計，上海鍋爐有限公司、上海動力設(shè)備有限公司、上海第一機床廠生產(chǎn)反應(yīng)堆壓力殼、蒸汽發(fā)生器與金屬堆內(nèi)構(gòu)件；上海鼓風(fēng)機廠和上海先鋒電機廠聯(lián)合設(shè)計制造氦氣風(fēng)機；清華大學(xué)核研院設(shè)計，上海先鋒電機廠制造控制棒驅(qū)動機構(gòu)：中國電力進出口總公司承攬3000千瓦發(fā)電機組工程：清華大學(xué)核研院金工車間加工石墨堆內(nèi)構(gòu)件。清華大學(xué)核研院作為10兆瓦高溫氣冷實驗堆的設(shè)計、建造與營運單位，全面承擔(dān)安全責(zé)任。

在“863”計劃能源技術(shù)領(lǐng)域高溫氣冷堆項目15年工作驗收會上，驗收專家組認為：高溫堆項目已有物理設(shè)計研究等42項成果通過鑒定，燃料元件研制等17項成果獲部委級獎勵，有兩項達到國際領(lǐng)先水平；中國首座高溫氣冷堆具有一些重大的創(chuàng)新，有中國特色，具有世界先進水平。

安全技術(shù)創(chuàng)新

美國三英里島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的嚴重事故表明，核安全是核能發(fā)展的生命線，核能技術(shù)的先進性首先體現(xiàn)在核安全性能上。10兆瓦高溫氣冷堆的安全技術(shù)具有獨特的創(chuàng)新性。

模塊式設(shè)計概念和肩并肩式設(shè)計布置 模塊式反應(yīng)堆最大的特點就是固有安全性好。為了從根本上避免反應(yīng)堆堆芯熔毀的事故，10兆瓦高溫氣冷堆將每個模塊式反應(yīng)堆的單堆功率設(shè)計得較?。ㄈ鐭峁β蕿?0萬千瓦），并將堆體設(shè)計為細長圓柱體，以利于反應(yīng)堆停堆后衰變熱排出與冷卻。多個模塊堆組合成的大功率規(guī)模核電站具有高經(jīng)濟性。

10兆瓦高溫氣冷堆采用肩并肩式設(shè)計，將反應(yīng)堆和應(yīng)用的設(shè)備分開布置。這樣既確保了反應(yīng)堆的獨立性，又有利于反應(yīng)堆的應(yīng)用。堆芯、蒸汽發(fā)生器和氦風(fēng)機分別設(shè)置在相鄰布置的兩個壓力殼內(nèi)，它們通過同軸雙層熱氣導(dǎo)管及熱氣導(dǎo)管壓力殼相連接，熱氣導(dǎo)管內(nèi)外分別流過高溫和低溫氦氣。熱氣導(dǎo)管的性能關(guān)系到肩并肩式設(shè)計方案能否實現(xiàn)，也關(guān)系到整個堆的安全運行。為驗證在高溫、中壓和變工況情況下，熱氣導(dǎo)管內(nèi)外流道間的有效絕熱性能、抗熱循環(huán)、壓力循環(huán)的能力及其結(jié)構(gòu)的完整性等，研究人員在1.6-3.4兆帕壓力下，以氦氣為工質(zhì)，對熱氣導(dǎo)管進行了長時間的連續(xù)熱態(tài)考驗。實驗結(jié)果表明，熱氣導(dǎo)管整體外觀良好，尺寸無變化；熱氣導(dǎo)管內(nèi)外表面未見溫度過熱點、燒蝕點及變形；波紋管完好、有彈性、顏色和尺寸無變化：絕熱材料沒有板結(jié)、拉裂現(xiàn)象，仍為光亮的白色。這意味著熱氣導(dǎo)管具有良好的熱絕緣性能以及抗熱循環(huán)、抗壓力循環(huán)的能力，其設(shè)計和結(jié)構(gòu)是合理的。

衰變熱非能動載出設(shè)計 10兆瓦高溫氣冷堆采用被動式余熱冷卻系統(tǒng)，不依賴人為介入，完全依靠熱傳導(dǎo)、熱輻射等自然物理規(guī)律，把反應(yīng)堆停堆后的剩余發(fā)熱排出冷卻，確保反應(yīng)堆不會發(fā)生堆芯熔化和核泄漏。

余熱載出是反應(yīng)堆安全性研究的關(guān)鍵難題之一，也是當(dāng)今核電站安全性面臨的最大挑戰(zhàn)之一。對于壓水堆來說，當(dāng)發(fā)生一回路冷卻劑流失失壓事故時，必須由應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)給一回路補水，并藉助輔助給水系統(tǒng)和余熱去除系統(tǒng)排出余熱。而在模塊式高溫氣冷堆內(nèi)，發(fā)生同樣事故時，余熱可完全藉助熱傳導(dǎo)、熱輻射和自然對流非能動地載出。當(dāng)一回路冷卻劑流失失壓和主傳熱系統(tǒng)失效同時發(fā)生時，余熱不能由主傳熱系統(tǒng)排出，可依靠堆芯石墨燃料元件的熱傳導(dǎo)和熱輻射載出，再經(jīng)反射層石墨塊和反應(yīng)堆壓力殼導(dǎo)出，輻射傳給設(shè)置在壓力殼周圍的堆腔冷卻器。堆腔冷卻器是設(shè)置在一回路艙室混凝土壁上的冷卻水管，這些冷卻水管與空氣冷卻器相連，完全依靠自然循環(huán)將余熱載出。

性能良好的包覆顆粒燃料和新型反應(yīng)堆燃料元件裝卸系統(tǒng)10兆瓦高溫氣冷堆總共裝載了27000多個燃料元件球，每個燃料元件球中含有約8300個包覆燃料顆粒，共計有2億多個包覆燃料顆粒。每個包覆燃料顆粒直徑只有1毫米，由二氧化鈾燃料核芯、疏松熱解炭層、內(nèi)致密熱解炭層、碳化硅層和外致密熱解炭層組成，每層只有幾十微米厚。

在所有運行和事故工況下，堆芯燃料元件的最高溫度接近1600℃。在該溫度下，致密的碳化硅包覆層要求保持完整性，氣態(tài)和固態(tài)放射性裂變產(chǎn)物幾乎完全留在燃料顆粒內(nèi)。通過反復(fù)試驗，課題組研究出用于生產(chǎn)包覆燃料顆粒的具有多氣體入口的新型噴動流化床和4層連續(xù)包覆的新工藝，掌握了制造包覆顆粒元件的核心技術(shù)，并建成生產(chǎn)線，用化學(xué)氣相沉積法在流化床沉積爐中批量生產(chǎn)了2萬個球形燃料元件，合格率達98.1%，達到當(dāng)時最先進的德國制造水平。

燃料元件裝卸系統(tǒng)是10兆瓦高溫氣冷堆的關(guān)鍵技術(shù)之一，經(jīng)過十多年的技術(shù)攻關(guān)，課題組采用吸送方法輸送球形燃料元件，并利用脈沖氣流實現(xiàn)燃料元件從卸料管中單列化排出，此裝卸系統(tǒng)可以不停堆地連續(xù)裝卸核燃料元件，所有元件球通過它一次成功地進入堆芯。這套獲得國家發(fā)明專利的裝卸系統(tǒng)遠優(yōu)于國際上通常采用的機械運動式單列器，在德國舉行的技術(shù)交流會上，它引起了德國專家的極大興趣并受到一致好評。

先進的數(shù)字化保護系統(tǒng) 10兆瓦高溫氣冷堆的另一個創(chuàng)新點是采用了更安全可靠的數(shù)字化保護系統(tǒng)。反應(yīng)堆保護系統(tǒng)是反應(yīng)堆儀表控制系統(tǒng)中最重要的部分，是反應(yīng)堆安全運行的可靠保障，必須具備極高的可靠性和安全性。它用于連續(xù)監(jiān)測反應(yīng)堆保護變量，當(dāng)保護變量的值達到或超過保護給定值時，它在規(guī)定時間內(nèi)給出保護動作觸發(fā)信號，驅(qū)動保護動作執(zhí)行機構(gòu)，完成系統(tǒng)預(yù)設(shè)的保護動作，以防止事故發(fā)生或減輕事故后果。

在計算機技術(shù)成熟之前，反應(yīng)堆保護系統(tǒng)多采用模擬儀表與控制技術(shù)。在1980年代末，國內(nèi)外都反對反應(yīng)堆保護系統(tǒng)數(shù)字化，禁止在反應(yīng)堆保護系統(tǒng)中使用計算機。我國國家核安全局起初也不準采用數(shù)字化保護系統(tǒng)。核研院從“863”項目攻關(guān)時就開始研發(fā)數(shù)字化保護系統(tǒng)，決定采用高可靠性工業(yè)控制計算機、智能化6B系列模塊等設(shè)計，并在開發(fā)過程中對設(shè)計說明書、安全軟件和系統(tǒng)功能等環(huán)節(jié)進行專門的驗證與確認。通過在實驗室階段和反應(yīng)堆現(xiàn)場的長期運行考驗，系統(tǒng)共進行了863小時、70萬次功能測試。這套比傳統(tǒng)儀器儀表保護系統(tǒng)更安全可靠的數(shù)字化保護系統(tǒng)，最終獲得國家核安全局專家審查小組的認可，經(jīng)國家核安全局批準應(yīng)用在10兆瓦高溫氣冷堆上。

數(shù)字化保護系統(tǒng)不僅提高了保護系統(tǒng)的可視性與可操作性，有效地改善了反應(yīng)堆控制系統(tǒng)的人機接口，而且還提高了控制系統(tǒng)的整體運行性能和安全可靠性。整個系統(tǒng)由3個執(zhí)行安全功能的通道站和2個獨立的系統(tǒng)監(jiān)視站組成。3個通道站是3個完全獨立的多處理機系統(tǒng)，采用冗余的三取二邏輯結(jié)構(gòu)。每個通道站包括3個輸入輸出站、2臺安全功能計算機、1臺監(jiān)測功能計算機、1臺顯示功能計算機，能完成數(shù)據(jù)采集、計算、數(shù)據(jù)處理、信息顯示、數(shù)據(jù)傳輸?shù)裙ぷ?。系統(tǒng)監(jiān)測站由系統(tǒng)顯示計算機、系統(tǒng)監(jiān)測計算機、帶觸摸屏的大屏幕彩色顯示器組成，主要用以顯示通道站的各種信息和圖形，供操作員監(jiān)控反應(yīng)堆的狀態(tài)。

事故試驗驗證為驗證模塊式高溫氣冷堆的固有安全性，經(jīng)國家核安全局審批，10兆瓦高溫氣冷堆于2003年4月、10月和2004年9月成功進行了廠外電源斷電試驗、主氦風(fēng)機停機試驗以及甩負荷試驗三項試驗。在這三項試驗中，通過人為設(shè)置模擬出嚴重的核事故工況，反應(yīng)堆功率急劇增長，并且閉鎖安全保護、控制棒不能落棒，10兆瓦高溫氣冷堆經(jīng)受住了考驗，不僅沒有發(fā)生堆芯熔化的嚴重后果，而且靠反應(yīng)堆的負溫度系數(shù)實現(xiàn)了自動停堆。這是國際上首次通過反應(yīng)堆的實際運行來驗證模塊式高溫氣冷堆所具有的優(yōu)異固有安全性。

2004年9月30日，核研院在10兆瓦高溫氣冷堆上進行了“不插入控制棒下反應(yīng)堆喪失冷卻”的核安全試驗演示，國際原子能機構(gòu)負責(zé)人與來自30多個國家和地區(qū)參加“國際原子能機構(gòu)高溫氣冷堆專題研討會”的60多名代表在現(xiàn)場進行了觀摩。安全演示成功展示出高溫氣冷堆在任何故障情況下，不采取任何人為的干預(yù)能保持安全狀態(tài)，向公眾證明核電的安全性。國際原子能機構(gòu)官員金柄九（Kim Byung Koo）認為，國際原子能機構(gòu)組織的此次會議很重要，因為親眼看到了高溫氣冷堆的重要安全演示，看到了它的固有安全性。美國核學(xué)會前任主席、美國麻省理工學(xué)院教授卡達克（A.C.Kadak）指出：“這個安全實驗非常有意義，大多數(shù)反應(yīng)堆不能做這樣的實驗。這種安全特性對于先進反應(yīng)堆特別重要，希望成為未來的工程指導(dǎo)?！?/p>

未來應(yīng)用和發(fā)展

2000年前后，美國能源部和核能專家提出了具有革命性創(chuàng)新的第4代核能系統(tǒng)的概念：2030年之前可投放市場，具有可持續(xù)性、安全性、可靠性以及經(jīng)濟性的新一代核能系統(tǒng)。盡管核電站反應(yīng)堆的主流仍是壓水堆或改進型壓水堆，但是第四代核電站首選堆型還是具備固有安全性、供熱和發(fā)電效率更高的模塊式球床高溫氣冷堆。中國的先進壓水堆仍依賴進口，清華大學(xué)10兆瓦高溫氣冷實驗堆的建成，意味著中國贏得了十幾年的寶貴時間，搶先跨入了自主建造高溫氣冷堆的世界先進水平。

10兆瓦高溫氣冷堆在實現(xiàn)臨界后，正式進入熱試驗調(diào)試階段。核研院用了兩年時間，完成了100項安全系統(tǒng)的熱態(tài)調(diào)試試驗，包括物理、熱工、設(shè)備性能、系統(tǒng)運行、環(huán)境影響等方面試驗，其中在國家核安全局專家現(xiàn)場監(jiān)督下進行的重要試驗達28項，如控制棒系統(tǒng)、燃料裝卸系統(tǒng)、主氦風(fēng)機、余熱載出系統(tǒng)、氦氣凈化系統(tǒng)等的試驗，對系統(tǒng)的安全性和運行可靠性做了全面驗證。2002年11月14日，國家核安全局對10兆瓦高溫氣冷堆進行了提升功率前的檢查，批準了提升功率并網(wǎng)發(fā)電的申請。2003年1月7日，高溫氣冷堆成功并網(wǎng)發(fā)電：26-29日，順利實現(xiàn)滿負荷72小時連續(xù)運行。實驗證明，該反應(yīng)堆在10兆瓦滿功率下，主要指標達到設(shè)計要求，運行性能良好，成功地實現(xiàn)了項目的預(yù)定目標和要求。2006年，“10兆瓦高溫氣冷實驗反應(yīng)堆”項目獲得國家科技進步一等獎。

在國家“863”計劃的支持下，中國高溫氣冷堆的發(fā)展將分三步走：第一步建造一個10兆瓦的模塊式球床高溫氣冷實驗堆，掌握高溫堆設(shè)計、建造、試驗、運行的基本技術(shù)，以便進一步發(fā)展；第二步把高溫氣冷堆用于供熱和發(fā)電，熱電聯(lián)供，在補充我國工藝熱和核電方面發(fā)揮作用；第三步發(fā)展高溫氣冷堆的工藝供熱，進行煤的氣化和液化、高溫制氫、甲烷重整等，為國家長遠能源做貢獻。2006年2月9日，國務(wù)院發(fā)布《國家中長期科學(xué)和技術(shù)發(fā)展規(guī)劃綱要（2006-2020年）》，將“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站”列為16個重大專項之一。2012年12月4日，國家核安全局批準頒發(fā)了高溫氣冷堆核電站示范工程建造許可證，高溫氣冷堆核電站示范工程在山東榮成石島灣正式開工興建。

在日本福島核電站發(fā)生的堆芯熔化核事故對全球核能發(fā)展造成的巨大沖擊下，中國20萬千瓦高溫氣冷堆核電站示范工程正在順利實施中。目前示范電站的一系列關(guān)鍵技術(shù)和設(shè)備研制已得到試驗驗證，電站重要設(shè)備從2015年開始逐步運抵現(xiàn)場，預(yù)計示范電站將于2017年并網(wǎng)發(fā)電。