近日，清华大学发布了中国60万千瓦高温冷堆核电站技术方案。项目建成后，将成为世界上第一个商用高温冷堆核电站，标志着中国高温冷堆技术达到国际领先水平。
那么，高温气冷堆有什么神奇之处呢？我们的生活有什么变化？
核电技术的发展历程
目前，核电站采用核裂变技术将中子放入铀235的原子核中。原子核将分为两个新的原子核，释放能量，释放2-3个中子和其他射线，发射的中子会引起新的核裂变，形成链反应。核电站利用核裂变原理减缓裂变过程中释放的中子，达到安全可控状态，实现核能利用。
经过迭代演变，20世纪50年代至60年代建成的核电站使用的技术被归类为第一代核电反应堆，证明了核能发电技术的可行性。它们不仅在可靠性方面或多或少存在缺陷，而且发电功率仅相当于同期火力发电机组的一小部分，基本上没有商业竞争力。
第二代核电反应堆证明了核能发电的经济可行性。单个核电机组的发电能力显著提高到千兆瓦级，是第一代核电机组的数百倍。世界上400多个现役核电机组中的绝大多数仍然是第二代核电反应堆。
第二代核电反应堆具有一系列特殊的安全设施和严格的操作程序。起初，人们认为理论上不会发生堆芯熔化等严重事故，因此没有考虑缓解严重事故的措施。在美国三里岛核电厂（压力堆）因一系列误操作而导致堆芯熔化事故后，核电行业开始从理论和实践的角度认识到，第二代核电反应堆发生堆芯熔化事故和大量放射性物质释放的可能性相对较高。前苏联切尔诺贝利核电站（压力管石墨慢化沸水堆）和日本福岛核电站（沸水堆）均采用第二代核反应堆。前者是由于设计缺陷和非法操作造成的严重事故，后者是由于全厂停电造成的严重事故。
在吸取了第二代反应堆的运行经验和事故教训后，第三代反应堆于20世纪90年代末发展起来。第三代核电技术具有更好的安全性、经济性和模块化设计的特点。第二代核电反应堆最显著的技术区别在于，第三代核电技术有相对完善的严重事故缓解措施。第三代/第三代半核电反应堆有不同的技术路线，最典型的是法国阿海珐EPR美国西屋公司专门设置安全设施加法路线AP1000非能动安全设施减法路线。AP1000/CAP1400事故发生后72小时无人值守，无大规模放射性物质泄漏，足以应对三里岛因操作失误和福岛断电造成的严重事故。
2002年核能系统国际论坛（GIF）以六种有前途的第四代核电反应堆为重点研发对象，包括三种快中子堆-钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR），以及三种热中子堆-超临界水冷堆和超高温气冷堆（VHTR）和熔盐堆（MSR）。20142002年，新发布了《第四代核能系统技术路线图》，更新了2002年路线图的相关内容，明确了未来10年第四代核电反应堆研发的重点。
气冷堆是世界上最早的反应堆发展之一。该反应堆最初用于生产军用锆，并在20世纪50年代中期后发展成为商商业核电站的堆型之一。气冷堆的发展大致可分为早期气冷堆四个阶段（Magnox）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）和模块式高温气冷堆（MHTGR）。
根据燃料元件的形状，高温空气冷堆可分为球床高温空气冷堆和棱柱高温空气冷堆。棱柱高温空气冷堆采用棱柱燃料元件，如美国圣符伦堡核电厂和日本HTTR试验堆。由于棱柱燃料形状固定，避免了球床燃料内部状态（如高温热点）难以检测、预测和控制的问题，但棱柱燃料在高温下也可能变形和肿胀，堵塞流道。德国、南非和中国的高温气冷堆是球床，具有不断堆放材料的独特优势。技术路线的选择往往是综合考虑下的反复权衡，两条技术路线各有优缺点。中国高温气冷堆到底怎么样？
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