客觀看待高溫氣冷堆的安全性
核能是世界能源的重要組成部分。自1979年美國三哩島核事故以來，人們開始認識到核能的巨大潛在危害。切爾諾貝利和福島事故之後，人們尤其擔心核能的安全性。由於核事故危害範圍大，時間長，安全性已經成為核能利用的首要問題。對於我國核能發展，李克強總理曾在很多場合提到，要保證核能利用的絕對安全。
經過長時間的跟蹤研發，我國最近將高溫球牀氦冷堆（俗稱高溫氣冷堆）列入重要發展方向。除了在山東石島灣在建的第一座商用示範堆之外，已經開始在江西，湖南，浙江，福建，廣東等地尋求建設不同規模的商用堆。石島灣的示範堆按計劃將於2017年建成，而江西，湖南的兩座堆也計劃2017年開工建設。可是這裡有一個嚴重的問題，即第一座商用規模示範堆剛剛建成，還沒有實際運營經驗，沒有經過運營安全評估，怎麼可以建設後續堆呢？
國內關於高溫氣冷堆的材料中，幾乎都有「世界公認安全性好」的說法。支持這一說法的理由都是理論上的，如良好燃料元件性能，堆芯大熱容，大負反應性餘量，冷卻劑的優良性能等。還有「即使發生任何類型的事故，都不需要任何人為幹預，反應堆都能保持安全狀態」，「傻子都可以安全運行」的說法。
中國對高溫球牀氦冷堆的研究，只經歷了一座小型研究堆，HTR-10。該堆僅有1萬千瓦熱功率，2千千瓦發電功率。發電功率僅有第一座商業示範堆的百分之一。
為了更全面地分析球牀氦冷堆的安全性，我們先來看看該堆型發展的歷史。
高溫氣冷堆有很多堆型，如英國的二氧化碳冷卻石墨堆，美國和日本的稜柱氦冷石墨堆，西德（東西德1991年合併為現在的德國）的球牀氦冷堆等。我國的高溫氣冷堆是球牀氦冷堆。
球牀高溫氦冷堆的確有很多優點，比如熱容大，能量密度低，燃料球在很高的溫度下仍然穩定，負反應性係數儲備大，非能動餘熱排出，氦氣出口溫度高，發電效率高，等等。作為冷卻劑的氦氣，也有化學性質穩定，不對反應堆部件產生化學侵蝕，中子截面小，密度變化對反應性影響小，容易提純凈化，粘度小，風機效率高，按質量計算的比熱容大等優點。作為慢化劑的石墨，也有很多優點，如中子吸收截面小，膨脹率低，機械性能在工作溫度區間隨溫度上升而提高，等等。
反應性是鏈式反應中子倍增率的一個描述。一個裂變中子可以被一個鈾235核吸收，引起鈾235裂變，產生更多中子。但是也會跑出堆芯，或者被別的原子核吸收，從而浪費掉。如果一個上一代裂變中子，正好產生一個引起裂變的下一代中子，這叫臨界核反應，也就是中子倍增率k = 1。k如果大於1，大於1那一部分叫做正反應性，反之叫負反應性。反應堆工作狀態的變化（溫度高低，冷卻劑密度大小，控制棒插入深度）都會影響反應性。任何反應堆功率的意外增加，都應該引起負的反應性，這樣功率會自動降回來，而不會幾何級數上升導致反應堆失控。所以負反應性是核反應堆的基本安全保證。任何正反應性都應該避免，或者必須有足夠的負反應性，來補償特殊（主要是事故）情況下出現的正反應性。
因為氦冷和石墨慢化的上述優點，石墨氣冷堆在上世紀80年代前後是核能研究的一個熱點。除較早開展二氧化碳冷卻的英國外，美、蘇、德、日等國都有研究。球牀概念是西德50年代提出來的。
1990年代之前，只有西德實際建設了反應堆研究這一堆型。美國雖有研究，但未建堆。西德的研究堆是於裏希研究所的AVR，於1960年開始建設，1967年發電，熱功率4.6萬千瓦，電功率1.5萬千瓦。1970年前，世界上只有這一座球牀研究堆。該堆於1988年停堆。反應堆運行期間，事故不斷。2011-2014年間，外部專家審查了該堆的運行情況，提出了嚴厲批評。2014年，於裏希研究所公開承認了該堆的失敗。由於放射性污染，該堆的拆除工作極端困難。
球牀堆的第二座，也是第一座球牀概念的商業示範堆，是西德於1970年開始建設的THTR-300（釷燃料球牀高溫氣冷堆）。該堆熱功率75萬千瓦，電功率30萬千瓦，於1983年建成，1985年開始發電。正式發電6個月後，1986年5月4日，一個燃料球卡住了。處理卡住的燃料球時，導致大量放射性泄露。廠方為了掩蓋事實，謊稱是切爾諾貝利事故（發生在8天前）飄過來的放射性，但被揭穿，因而造成信任危機。此後反應堆事故不斷，不停有燃料球破損。後來因為發現熱氣導管上的一些栓梢壞了，於1988年秋停堆。到停堆為止，總共滿功率運行了423天。短短的運行期內，記錄的大小事故有80起之多。如果不是西德政府出手救援，投資方業已破產。1989年9月，停堆一年之後，該堆徹底關閉。1991年10月，二迴路的冷卻塔（當時世界最高）被炸毀。1993年10月到1995年4月，燃料球卸除並轉運到一處臨時堆放地。剩餘部分被「安全封閉」。由於殘餘的放射性，拆除工作在2027年之前不會開始。目前的日常維護和安保由政府出資。
我國的高溫氣冷堆研究，實際上相當於德國球牀氦冷概念的繼續，堆型設計更是直接採用了德國的後續方案。主要參數如堆芯直徑，燃料球設計等都沒有變化。當然，我國研究人員也在很多方面做了改進和創新，如氦氣機磁懸浮軸承系統，氣動燃料球排出系統，蒸汽發生器的小螺旋盤管，數字化的控制保護系統等。
我國第一座研究型球牀高溫氣冷堆，也是世界上第三座，是HTR-10。技術原型是德國核能專家G.H.Lohnert提出的HTR-MODUL（模組式球牀高溫氦冷堆）。該堆型所有「固有安全性」也是Lohnert首先提出的。HTR-10相當於HTR-MODUL的一個縮減版，規模遠小於AVR。HTR-10於1995年開始建設，2000年首次臨界，2003年1月達到全功率。
由於德國於1989年已經關閉了所有的球牀堆，1995年到目前為止，全世界只有中國有一座可以運行的球牀堆。在建的石島灣示範堆，將是全世界第二座可以運行的球牀堆，也是世界第一座商用規模的模組式球牀堆。
HTR-MODUL的設計開始於80年代中期，90年代初基本成型，這時AVR和THTR-300都已退役。經過了AVR和THTR的經驗教訓，HTR-MODUL進行了一些改進。具體包括：1、縮小堆芯尺寸，降低堆芯功率密度，以利於實現非能動散熱，並控制堆芯最高工作溫度。2、將控制棒設置在堆芯外圍，而不是直接插入燃料球中(TFTR-300)，避免控制棒被卡住和扎壞燃料球。3、降低燃料中鈾的裝量和濃縮度(TFTR-300)，一來可以降低功率密度，二來大大降低了進水後發生惡性核事故的危險，三是直接採用濃縮度較低的燃料鈾可以避免核擴散。4、採用鋼製壓力容器，（代替THTR-300的預應力混凝土），可以工廠預製，避免長時間現場施工。
這些改進是直接針對AVR和THTR-300發現的問題提出的，但還沒有得到實踐驗證，也不知道會不會有新的問題出現。對於燃料球破損，放射性泄露等已經發生過的問題，也沒有提出改進辦法。
為了驗證球牀氦冷堆的「固有安全性」，我國2003年底在HTR-10上進行了一系列實驗。可是這些實驗非常值得商榷。
所有的實驗設計的環境都非常友好，不是實際事故工況。功率都設定在3MW，而不是滿功率10MW。氦氣壓強不是設計的30大氣壓，而是降到了25大氣壓。氦氣出口溫度也不是設計的700度，而是降到了650度。在失去冷卻實驗中，沒有遵循先滿功率運行100小時以上的慣例。在抽出控制棒實驗中，抽出過程非常緩慢，而且關掉了冷卻，這樣堆芯溫度有足夠的時間上升，好讓溫度負反應性起作用。該實驗只要控制棒抽出快一點，就會因反應堆功率大增而發生事故。這些實驗結果也沒有在同行評議的雜誌上發表，而是發表在自己出的一個文集上。
沒有實驗支持的情況下，安全的理論計算或者分析也不盡人意。
在HTR-PM失去冷卻的安全性計算中，沒有計算結構複雜，承受熱衝擊能力較差的反應堆上部受熱情況，演算法也不盡合理。儘管如此，在不失壓失冷計算中（氦氣不流失），仍然可以看出堆芯上部溫度高於1000℃，意味著緊挨堆芯上部的上部結構溫度也會在1000℃左右，足以造成破壞。
堆芯進水事故的安全分析沒有看到細緻計算，只有Lohnert一人的簡單穩態估算。該估算假定事故變化過程足夠慢，反應堆任何時候都是熱平衡的。任何正反應性事件引入，總有足夠的時間慢慢達到新的平衡。這是一個不容易成立的假定。實際上，根據Lohnert本人的數據，如果根據實際事故過程，計算進水後反應堆的反應性變化，可以發現，並不需要非常大的進水量（每秒幾十公斤），就可以造成堆芯反應性大增而引發嚴重事故。原因是除了水本身帶來的反應性增加，水與石墨反應還能吸收大量熱量，導致溫度下降而進一步增大反應性。在穩態計算中，忽略了溫度下降的影響。
上述事故中，即使因為進水量較小，不足以引起超臨界爆炸，也會因為反應性的突然增加導致燃料過熱（燃料溫度升高也可以抵消反應性增加的影響，但是燃料本來溫度就比較高，負反應性的溫度因子也比較小，需要大幅升高溫度，才能抵消水和低溫石墨正反應性的影響），從而破壞燃料球的完整性。大量燃料球的破損，引起堆芯燃料密實率上升，帶來更大的正反應性，並堵塞冷卻氦氣通道，造成堆芯溫度過高，從而破壞更多的燃料球……所以，如果發生大量進水，事故最好的結果是廢堆，最壞的結果是超臨界爆炸。
綜上所述，從球牀堆的發展歷史、現狀、和研究範圍來看，「世界公認安全性好」的說法很難成立。HTR-MODUL和我國的HTR-10 (HTR-PM，即模組式高溫氣冷示範堆)雖然做了一些改進，但這些改進，到目前為止，還僅僅停留在紙面上，沒有經過實踐檢驗。
對於核反應堆這樣一個龐大和複雜的系統工程，很多特性不會很好地順從設計者的意願。希望採取一種措施克服以前的某一缺陷，但經常又會帶來新的問題。任何一個優點都有它的負面。比如：
能量密度低導致富餘熱容大，融堆難以發生，但整個堆必然體積龐大，提高複雜性和成本，而且出力小。示範堆的反應堆體積，比功率是它十倍的壓水堆還要大。
低功率密度和大熱容還意味著，作為慢化劑的石墨溫度變化很慢。如果出現瞬間的反應性上升，石墨的溫度負反應性要很長的時間才能起作用，或者反應堆功率要增加很多倍，才會讓石墨的溫度快速地升高（以產生負反應性），而這是非常危險的。
氦氣密度小，按質量算熱容大，但是需要在比較高的壓強下工作，因此壓力容器需要很厚，跟功率是它十倍的沸水堆差不多。
氦中子截面小，設計的時候幾乎不用考慮氦對中子的影響，但是也少了一個負反應性來源（水堆多一個空泡負反應性）。
氦的分子量低，熱速度大，氣體中的傳熱好，但是和固體表面的換熱不好，因為通過分子碰撞的換熱效率低。這就導致了氦氣與燃料及蒸汽發生器之間都需要很大的換熱面積。
氦是單原子分子，化學惰性好。但它的熱力學自由度少，導致摩爾熱容量低，需要很大的溫升才能傳遞較多的熱量。
高溫堆可以產生很高的工質溫度，但是高溫會對反應堆材料提出嚴重挑戰。反應堆本來就工作在高溫高壓高輻照環境，對材料的要求非常高，再大幅度提高工質溫度，無疑會產生很多問題，因為任何情況下，都需要隔斷高溫工質與金屬部件的接觸。
石墨雖然可以在高溫下機械性能提高，但是本身卻不是好的結構材料。隨著溫度升高，機械性能的提高也很有限。即使在強度最高點，也不如普通水泥（沒有鋼筋）。高溫氣冷堆裡面有很多石墨結構件，如熱氣導管，堆芯壁，底部結構等，都要承受較大的結構負荷，石墨並不勝任。
一個能量比較高的裂變中子，絕大部分情況下要慢化後才能引起新的裂變。作為慢化劑的石墨，它的最大優點是中子吸收截面比水小很多。但是，石墨的慢化效率比水低。高能中子平均要與石墨碰撞114次，才能變成可以引起裂變的熱中子，而與水裡面的氫只要碰撞18次，而且，雖然石墨（碳）原子核比氫原子核大很多，可是中子與碳核碰撞的截面（也就是可能性）反而只有氫核的四分之一。也就是，一個氫核的慢化能力是碳核的25倍。氫核的一個缺點是，對中子的吸收要遠大於碳核，但是仍然只有鈾235裂變截面的幾百分之一。
石墨慢化效率低帶來三個後果：
第一，中子跑得遠，平均需要跑出很長的距離才能充分慢化。在堆芯，這個距離大約是1米（水堆中，即使考慮空泡效應，這個數字也只有兩三釐米）。由於堆芯直徑只有3米，必然有很多中子跑出堆芯浪費掉。這個數字是20%以上。中子浪費量大意味著需要更多的鈾235產生中子，也就是核燃料中鈾235的濃縮度必須比較高。高濃縮度的核燃料和大的中子漏失率意味著，作為主要核燃料的鈾235利用率低，也就是燃料效率低。同樣多的天然鈾資源，三代壓水堆能發兩度電，高溫氣冷堆只能發一度電。
第二，中子漏失量大，但是還不能讓中子跑到反應堆外面（否則整個廠房甚至周邊地區都會帶很強的放射性），也就是在反應堆壓力容器內壁必須安裝中子吸收層。中子被吸收之後，吸收它的原子核處於激發態，必然輻射出高能射線以降到穩定的基態。因此中子漏失量大意味著廠房的放射性也大。放射性大將惡化廠房工作環境，破壞反應堆部件，降低各種部件包括壓力容器的壽命。
第三，水是可能進入第一迴路，也就是堆芯的，而水的慢化效率比石墨高很多，這樣進水就會帶來較大的正反應性。簡單的理解方式是，水降低了中子往外跑的能力，很多中子沒有漏失而是引起更多的鈾235裂變。水也能更快地讓快中子慢下來，每代中子的時間間隔也短了。這都是正反饋效應，中子會更多，導致更多裂變，……。一般來說，如果這個過程足夠慢，慢化劑的溫度會升高，鈾燃料的溫度也會升高，這兩個效應將降低反應性，以抵消水的影響，但是如果同時還有別的原因引起溫度下降，即像上面計算的那樣，正反應性克服不了，就會發生超臨界爆炸，或大量燃料球破損的廢堆事故。
高溫氣冷堆還有很大的一個特點是「球牀」，也就是燃料由很多直徑為6釐米的燃料球構成。燃料球結構類似火龍果，裡面有1萬多個直徑一毫米的三層保護燃料核（TRISO），燃料核和石墨一起壓實，再在外麵包一層0.5釐米厚的石墨。燃料核最裡面是直徑0.5毫米的二氧化鈾燃料，外面一層0.1毫米厚的多孔碳，用來吸收鈾的裂變產物，並隔開外面的保護層，接著三層0.04毫米左右的裂解碳，碳化硅，裂解碳。裂解碳有很好的導熱性，用來導熱，碳化硅強度高，用來提供強度。根據設計，燃料球應該在堆芯可能出現的最高溫度以下，提供很好的強度，導熱性，和對放射性核廢料「囚禁」。
普通石墨的導熱性跟鐵差不多，不是很好，但是熱解碳在它的裂解面上導熱性特別好。這是TRISO燃料如此設計的原因。但是有一個問題，就是熱解碳並不是一個穩定的結構，在高通量輻照和高溫的影響下，會失去某一方嚮導熱良好的特點。也就是，運行一段時間後，燃料球的導熱性會下降。另外，緊靠燃料的多孔碳導熱性本來就不好。所以，燃料到石墨的導熱並不會非常好。
燃料到石墨導熱性不好的後果是，如果堆芯意外反應性上升，反應堆功率上升，再加上石墨熱容大，石墨來不及升溫產生足夠的負反應性，導致燃料溫度特別高。因為大部分額外產生的熱量都分配到重量輕、熱容小的燃料上了。這將引起碳化硅爆裂，破壞燃料球的完整，後果上面已經說過了。
燃料球本身還有不少問題:
第一，石墨的機械強度並不高，燃料球裡面還有很多「沙粒」，因此整體強度還要下降。示範堆堆芯高度達11米，下面還有很高的排料管，超過以前所有球牀堆的堆芯高度。AVR和THTR-300都發生過燃料球破裂事故（THTR-300尤其嚴重）。燃料球的生產工藝並沒有很大的改進，因此示範堆燃料球的完整難以保證。對於球牀堆，燃料球的完整性非常重要。因為一旦有球破損，不但將放射性釋放到一迴路，大量「沙粒」還會加速其它燃料球的磨損，引起更多破損。破損的燃料球還會讓一迴路充滿粉塵。粉塵的沉積和「沙粒」將引起燃料球和氦氣流動困難，並造成石墨密實度上升，帶來正的反應性。氦氣流動困難導致反應堆不得不降功率運行。
第二，燃料球中鈾235的濃縮度高達9%，是所有熱堆中最高的。一般水堆，最高也不會到5%。高濃度的鈾很容易被用來做成「臟彈」——當量很低的原子彈。
第三，由於核材料的敏感性，世界範圍內，核燃料的管理非常嚴格。全世界任何一根壓水堆或者沸水堆使用的燃料棒，都在國際原子能機構登記在冊。生產，運輸，燃燒，暫存，後處理，每一個階段都有登記，管理嚴格。而高溫氣冷堆的燃料球，數量太大（一個電廠隨時使用上百萬顆），材料還是石墨，連個序列號都打不上（會被磨掉），自然無法登記追蹤。如果生產或者發電過程中失竊，很難察覺。
第四，燃料球不會在每個發電廠生產，必然在專門的燃料廠生產，然後運輸到核電站。水堆燃料組件中，核燃料佔總重量的一半以上，而球牀堆的燃料球，燃料只佔球的百分之三。這意味著運輸量要大幾十倍。而且，由於燃料球比較脆弱，運輸的時候需要一顆一顆保護，更是加大了運輸成本。
第五，燃料球很難後處理，作為核廢料的乏燃料體量巨大，比同樣燃耗的水堆乏燃料多出幾十倍。乏燃料或者核廢料的處理非常困難，現在全球都沒有好的解決辦法。高溫氣冷堆核廢料巨大的體量，顯然又把這個問題放大了幾十倍。
堆芯中，燃耗相同的情況下，燃料球的功率與中子通量和溫度有關。中子通量差別不很大，因為堆芯周圍有中子反射層（其實更合適的叫法是中子阻礙層），而中子的自由程也比較大。因此燃料球功率主要取決於其周圍的溫度。溫度越低，裂變功率越高。一般來說，中心溫度會高一些，周圍因為靠近較冷且不發熱的石墨壁，溫度會低一些。這樣，周邊的燃料球裂變熱功率反而高。
燃料球是循環流動的。由於出口在正下方，芯部的燃料球走得更快（作為對比，觀察沙漏，中心部位會先出現一個坑），也就是燃耗低的燃料球更容易排出，周邊燃耗高的更不容易。時間長了，周邊的燃料球燃耗高，功率下降，溫度更低。這會引起兩個問題：第一、部分燃料球燃耗太高，影響堆芯的整體反應性，使堆芯功率下降。第二、引起嚴重的熱流體不穩定性。即周邊溫度低，中心溫度高，溫度高的部分因為有向上走的趨勢（浮力），風速更低，周邊冷的部分風速更大，也就是冷的更冷，熱的更熱。250度和750度的氦氣密度相差近一倍，所以這一效應是很強的。熱的部分得不到冷卻，而且由於周邊燃耗高，功率低，為了保證出力，中心功率必然更高，冷卻氣體的溫度也更高，浮力更大，冷卻更差，如此惡性循環。這一熱流體不穩定性，很可能是AVR出現超高溫，和TFTR燃料球大量破損的重要原因。
高溫氣冷堆的燃料球流動無法控制，這是業界都知道的一個問題。上面說的熱流體不穩定性一定存在，但是沒有看見相關研究。熱流體不穩定性帶來的後果是，一旦堆芯出現溫度不均勻，不穩定性將放大溫度差別，致使部分區域達到很高的溫度，超過燃料球可以承受的溫度極限，引起燃料球破損和放射性釋放。
核反應堆是一個複雜的系統工程。我國科學家經過長期努力，掌握了模組式球牀高溫氣冷堆的全套技術，的確是一個很大的成就。但是科學有自己的規律，不可能一蹴而就。石墨堆有一些「固有不安全性」，比如進水危險，燃燒危險，超臨界危險等。球牀堆的發展歷史也可以看出，還有很多技術問題沒有解決。幾乎所有的設計缺陷，都是事後才發現的。不能希望模組式的一次改進，能夠解決球牀堆型的所有問題，特別是還沒有商業規模堆運行的情況下。
核能發展，對國家的影響遠不止百年。希望高溫氣冷堆的研究者，核能發展部門，以及決策部門，能夠以科學的態度，為了核能的長遠發展，和國家的長治久安，更客觀地看待高溫氣冷堆的安全性。
參考：
科學網-高溫氣冷堆問題總結 - 雷奕安的博文推薦閱讀：
