石岛湾高温气冷堆核电厂示范工程是世界上第一座具有第四代新型核反应堆主要技术特征的核电厂，是由我国自主研发、自主设计。高温气冷堆核电厂最重要的特点是具有固有安全性、发电效率高、可模块化建造、系统简单，能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放，排除了由于反应堆剩余发热导致堆芯熔化的可能性，在技术上不需要采取厂外应急措施，就能达到第四代核能系统核安全目标。

高温气冷堆采用全陶瓷的包覆燃料颗粒，均匀弥散在石墨基体内，构成直径的燃料区。全陶瓷的包覆燃料颗粒的热解碳和包覆层，保证了有效滞留放射性裂变产物，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。

高温气冷堆在整个燃料循环过程中，在整个温度范围内都具有负反应性温度系数。加上运行时燃料元件温度和最高温度限值间有约的裕量，以及反应堆相对小的过剩反应性，因此，利用反应堆的负反应性温度效应可以提供足够的反应性补偿能力，可以保证在异常情况下自动停堆。

事故分析的结果也表明，在发生一根控制棒误提升、失去厂外电源、丧失给水流量而未能紧急停堆事故时，反应堆均能依靠自身固有的负反应性温度系数，随著堆内温度升高，实现反应堆停堆，且燃料元件最高温度均低于事故限值。如果考虑事故发生时氦气净化系统的压力调节，安全阀也不会开启，一回路压力边界完整性不会受到破坏。

传统反应堆的余热排出系统是靠冷却泵驱动冷却剂流过反应堆，将热量带至热井冷却来实现的。相对而言，采用非能动余热排出系统的高温气冷堆则要更加安全可靠。

高温气冷堆堆芯热容比较大，平均功率密度较低，在发生一回路冷却剂失冷失压事故时，仅依靠热传导和热辐射，通过自然循环导出余热，此事故下燃料元件的最高温度远低于燃料元件温度限值。而且每座反应堆设有套独立的冷却列，只要任意两列运行，即可满足所有工况余热排出的需求。

反应堆的出口温度高达750～950℃，技术进一步提升同时安全性能得到保证时，出口温度甚至可提升到1000～1200℃，中国高温气冷堆一旦成功，将有可能占据发展中国家相当一部分市场份额。

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