具有中国自主知识产权的第四代核电商用示范电站正在山东荣成逐渐成型。据中国核工业建设集团公司（下称中国核建）官网消息，3月20日，全球首座具有第四代核能系统安全特征的20万千瓦高温气冷堆核电站——山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站示范工程，反应堆压力容器成功吊装就位。

此次吊装完成的反应堆压力容器作为核岛一回路核心设备，高27.5米、净重594吨，是目前世界上尺寸最大、重量最重的反应堆压力容器，同时也是高温堆气冷核电站单体重量最大的设备。压力容器的成功吊装就位，为高温气冷堆核电站示范工程主设备安装工作奠定了基础，同时也加快了高温气冷堆核电技术成功走向世界的步伐。

反应堆压力容器成功吊装就位

与动辄百万千瓦级的大型压水堆相比，高温气冷堆核电站示范工程只有20万千瓦。但由于其突出的固有安全性，加上发电高效、用途广泛等特点，高温气冷堆被列入未来第四代核能系统技术的6个候选堆型之一。高温气冷堆是目前世界最安全的核反应堆型之一，2006年就被列为国家科技重大专项。

反应堆压力容器成功吊装就位

自主四代核电：任何情况下不会发生堆芯融化和大量放射性释放事故

科技日报曾报道了1994年发生在清华大学核研院的10兆瓦（1兆瓦=1000千瓦）高温气冷堆核安全演示：工作人员通过操作让核反应堆冷却剂循环风机停止工作，立刻反应堆向外传输热量的能力丧失了。要知道，核反应堆在停堆之后还会继续产生热量，而不是像锅炉熄火后便不再产生热量。这个热如果不加以冷却，反应堆就可能发生堆芯熔化、放射性外泄的严重事故，这也是核安全的最主要的技术挑战。循环风机刚一停止工作，报警声便剌耳地响起，中外宾客瞪大眼睛盯住显示屏上的变化，只见正常运行的曲线急剧下降，反应堆的热功率由3000多千瓦降为几百千瓦，最后反应堆发热维持在正常运行时的1.5%左右。这表明热量通过反应堆压力壳的表面自动散发到周围环境中，而不需要任何附加的冷却系统。

这项实验展示了模块式高温气冷堆的一个最重要特性：在任何事故情况下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为的和机器的干预，反应堆能保持安全状态。中国已经掌握了这项技术。

根据慢化剂和冷却剂的不同，核电站可被划分为不同堆型。核电运行中，用来触发核燃料链式反应的中子的速度一般需要慢化，需要慢化剂（除快堆外）；核燃料需要冷却和传热做功，则需要冷却剂。当前更为主流的压水堆就是以低浓缩铀为原料，水作为慢化剂和冷却剂。高温气冷堆的工作原理是，采用陶瓷型包覆颗粒燃料元件，以耐高温的石墨作为慢化剂、以化学惰性的氦气作为冷却剂。

反应堆压力容器成功吊装就位

堆芯熔融是核电站可能出现的最为严重的事故工况。三里岛、切尔诺贝利、日本福岛三起核事故都出现了堆芯熔融。因此，若排除堆芯熔融，核事故的发生几率可大大降低。

据专家介绍，中国自主研发设计生产的球形燃料元件直径约6厘米，由超高纯度的石墨组成，石墨中密布约1.2万个微小的包覆燃料颗粒;每个小颗粒直径不到1毫米，有热解碳层、碳化硅层等多层包覆，保护着二氧化铀燃料核芯。这种层层包覆的技术和工艺，可使燃料球内的放射性物质无论如何不会伤害公众健康。