这篇已经成为讨论帖了，简单的看下一篇，列的项目也更多
感谢业内人员指出我的一些错误。我会一一标注出来。有些我还需要核实，但是很有可能是我错了。只看业内人士的质疑，搜索“业内人士”即可，都在括号当中。另有一些没有“业内人士”的大段括号内容是我站着解决问题角度自己想的。
高温气冷堆大跃进之忧
雷奕安，北京大学物理学院
惊闻高温气冷堆要在湘赣等地大规模投入应用，深感忧虑。此事实在太大，不敢无视。调研相关文献之后，发现问题比以前知道的还要严重，因此撰写此文，希望澄清一些事实，并抛砖引玉，在发展核能这样需要非常慎重态度的问题上，请更多专家及决策领导，更全面地看待高温气冷堆的应用和推广问题。
我国要发展的高温气冷堆是球床氦冷堆，技术源自德国的AVR。AVR热功率46MW，电功率15MW，1960年开始建设，1967年建成，1988停堆。反应堆运行期间，事故不断。2011-2014年间，外部专家审查了该堆的运行情况，提出了严厉的批评。2014年，AVR业主公开承认了该堆的失败。由于放射性污染，该堆的拆除工作极端困难。2014年，德国政府修了一堵巨大的混凝土墙预防恐怖分子飞机撞击。
我国第一座研究型高温气冷堆HTR-10的建造得到了AVR的授权，原型是HTR-MODUL，相当于原设计的一个缩减版。HTR-10的热功率为10MW，电功率2MW，远小于AVR，1995年开始建设，2000年首次临界，2003年1月达到全功率。
（业内人士认为AVR修墙的说法有误，HTR-10得到授权的说法也有误）
要大规模推广的模组式高温气冷堆HTR-PM的设计原型还是HTR-MODUL。南非曾计划使用同样的技术开发核能，但已经终止了该计划。如果我国要建，将是世界上第一座基于该技术的商用堆，（以及第二到第几十座）。世界上没有任何其他国家在建或者计划建同样的堆。
HTR-10是一座小型研究堆，运行时间和功率有限。该堆型的前身AVR结论非常负面。HTR-PM直接将HTR-10的功率提高25倍，也是AVR的5倍多，可行吗？退一万步，先造一个，运行几年评估一下，看看行不行再造下一个，不行吗？万一设计有原则问题呢？一运行就出事了呢？万一可以改进呢？连这个余地都不留吗？
核能利用，一旦出问题，后果非常严重，切尔诺贝利和福岛是前车之鉴。
国内关于高温气冷堆的材料中，几乎都会出现”世界公认最安全“的说法。HTR-PM真的很安全吗？调研之后，大吃一惊。下面逐条讨论。
第一，HTR-PM声称的固有安全性仅来自于计算，完全没有实验支持。2003年底，HTR-10上进行的安全性验证实验有严重缺陷（该实验曾作为重大突破上了中央电视台新闻联播）。在抽出控制棒的实验中，堆功率是3MW，而不是满功率10MW，且在10根控制棒中只是非常慢地抽出了一根。强制冷却丧失实验中，反应堆并没有事先按照常规先满功率运行100小时以上。堆功率在5分钟就降到了0，而不是正常的衰变余热下降曲线（见下图1a，停堆5小时后应该还有约1%的功率），并且在堆功率不为0期间，强制冷却（风机）一直没有丧失（图1b）。
（这里，谢谢业内人士指出堆功率的定义不包括衰变余热，实际上测的是中子通量。但这样余热数据就没看不到了，并且风机开始也带走了太多的热。该实验仍然有较大的问题。因为真实情况下，应该是风机先故障，堆芯失去冷却，再触发控制棒。这中间有一个过程，控制棒落下也需要时间。风机故障可以是突然全部丧失冷却能力，比如一片扇叶断裂，卡住风机。这样，与上述实验相比，还需要增加控制棒反应时间（可以算10秒）全功率热，控制棒落下后衰减功率热，少算的衰变余热，风机惯性转动额外带走的热。这些热量时间集中，总量大。）
HTR-PM固有安全性的计算是否又可靠呢？
文献[1]计算了HTR-PM失去强制冷却时堆的温度变化。该文即该堆型一直声称的在任何条件下堆芯温度不会超过1600度，及余热完全可以通过余热排出系统安全排出的依据。很遗憾，该文的计算有缺陷。首先我们看HTR-PM是什么样子：
这种设计有一个很大的缺点，就是在强制冷却丧失，即风机停转的时候，冷却剂氦气无法自主流动。别的堆一般有两根冷却剂通道，核岛上下各一根，低温冷却剂从下面回来，加热后从上面出去。即使泵不工作，仍能靠冷热对流带走很多热量。HTR的冷气要靠风机吹到上部，在从上部往下面走，热气从核岛下面通过连接管的内导管到蒸汽机。风机一旦停转，氦气的流动就完全停止了，也就是，堆芯失去了冷却，上部成了一段热盲肠。
设计者认为，可以通过堆芯的大热容吸收所有的衰变余热（控制棒必须迅速落下，这是计算中设定的条件），并慢慢通过余热排出系统排出。
图2右反应堆中，冷氦气本来应该从上部流入，通过反应功率最高的上部红色区域，往下再经过黄色的低功率区，从下部导管往蒸汽机。我们可以设想一下，如果氦气无法流动了，并且反应堆也不再发热了，最热的部位应该在哪里？正常的思维都会认为最热的地方应该是上部，也就是红色区域再往上，充满氦气的空腔以及上部结构，因为热往上走。即使考虑初始时刻，上部温度较低，长时间后，上部至少应该很热。
我们看看论文计算结果是什么样的。奇怪，论文完全没有讨论上部的受热！只是计算了堆芯和对应高度外围部件的温度变化！
堆芯的计算也有问题。一般情况下，堆芯满功率工作的时候，热主要由氦气对流和接触传热带走，辐射传热并不重要。但是在氦气不循环之后，在很长的时间内（几个小时到几十个小时），辐射传热是不可以忽略的，氦气（即使是一个大气压下）对流也是不可以忽略的。这些在论文中都被忽略了（失压条件下）。这样计算出来的堆芯温度分布（图3）看起来实在不合理。参考初始堆芯功率分布图4。图3a的氦气对流只计算了燃料区间内的，上部空间没有考虑。图3b完全没有考虑氦气的作用，即使时间长达26小时。不知道论文为什么不计算上部结构，同年AVR发表的用同样代码计算的同样情形中[3]，堆内从上到下的温度分布都计算了。该文第一作者还是他们一个单位的。AVR的设计与HTR-MODUL不同，燃料堆上面就是蒸汽机，散热条件要好很多。
（业内人士指出辐射是考虑了的，失压下氦的传热可以忽略。上部受热也是算了的，只是没有在论文中写出来。我不是完全被说服。在不失压条件下，算出堆芯顶部温度已经超过1000度，上部结构的温度不会很低。还有一个大问题，计算的时候没有考虑氦在全回路中的流动。由于里面热，外面冷，氦气会自然反向流动，直接将内部的热带到外边，加热压力容器，并且由于流动较慢，热主要聚集在复杂脆弱的上部）
图4 HTR-PM运行初始功率分布
上部结构中有一块隔热板，用来阻止热量向上传递。但是隔热板下面必然聚集热量，达到很高温度。该区域结构复杂，有进料管等部件，材料是钢，对高温的容忍度远不如石墨。如果这个区域的温度达到上千度，甚至只有6、700度，钢材性能大幅下降足以造成严重破坏。另外，在风机停转的时候，有可能控制棒也不能动作，这样虽有温度升高带来的负反应性，但热量的总量会增加很多，直接融化上部钢构件。
上部结构受热是可以计算的，但是没有计算，难道不需要计算吗？2003年的实验中[2]，尽管实验本身有缺陷，余热很少，还是发现了顶盖温度大幅上升200多度，超过了容许值。该结果是不可接受的。难道这就是不算上部结构受热的理由？这理由太让人恐惧了吧？与HTR-10相比，HTR-PM的功率增加了24倍，上部散热面积只增加了不到两倍，那么最高温度会增加多少？
（这里谢谢业内人士指出，我应该是弄混了。顶盖温度上升只有几十度。但是到HTR-PM我仍然存疑。）
另外，HTR初始功率分布与正常稳定运行时的功率分布不一样，论文计算的时候应该采用稳定运行功率分布，但对结论的影响不会很大。
第二，HTR-PM（HTR-MODUL）用氦作冷却剂有一个很大的问题，就是氦并不是热的良载体。因为氦是惰性单原子分子气体，热容小，分子量小，在与质量较大的其它原子分子碰撞过程中，由于质量差别大，换能率低，也就是与固体表面传热效率低。因此，必须设计很大的换热面积。在堆芯设计中，表现为虽然只有上部较小一块区域反应功率较大（参考图4），却需要在下面填充很多的燃料球，仅仅是为了改善换热，提高氦气出口温度。同样，在蒸汽机中，也要设计很大的换热面积，使用更多的换热管。堆芯过高（11米），底部燃料球受力大，为保持燃料球的完整带来很大挑战。
（业内人士指出，氦按照质量算，载热量还是很好的，并且可以改善风扇效率。这个我认可，但是换热仍然不好，且压强增大）
燃料球的机械完整性是HTR-PM正常工作的必要条件。如果不能保证，该堆型的设计立刻变成空中楼阁。HTR-MODUL系列燃料球像一个火龙果，直径6厘米，外层有5毫米厚的石墨层，里面是石墨基底下的很多颗燃料核。球的整体强度不大于一个完整的石墨球。里面的燃料核完全不允许暴露。也就是燃料球不可以裂开，磨损不能超过5毫米。否则强放射性的裂变产物将逸出，污染整个反应堆和蒸汽机，从而不可收拾。（燃料核很难破损的假定是不成立的，实验有AVR的教训，理论上一层非常薄的碳化硅不可能在裂变子核和中子的轰击下保持完整）。
（业内人士认为AVR的问题是以前的BISO燃料引起的，后来的TRISO没有问题，我不是完全被说服）
AVR和HTR-10的运行过程中已经出现了燃料球的破损，尽管它们的燃料柱高度远小于HTR-PM。HTR-10的燃料柱高度是2米，AVR是3米，而HTR-PM是11米。11米是四层楼的高度，相当于五层楼面到地面的高度。石墨的机械强度并不高。很难想象一个四层楼高的石墨球堆，在高温和强放射性条件下，石墨球堆保持不停的流动，底下的石墨球一个都不压坏。
（业内人士认为没有问题，我认为要经过实际工况运行后才可信）
燃料球加到反应堆要通过上部中心点的进料管。为了保持与高温堆芯的距离，球必须从一定高度落下，掉入下面的燃料球堆。没有查到高度数据，从图上看目测约为5米。HTR-10和AVR都没有那么高。这么高掉下去，还有突然的温度变化，石墨球都能保持完整？我也很好奇，第一颗球怎么办，此时下面都是空的，球将直接落入下面的出料管，高差目测约25米，即约10层楼高。把一颗石墨球从10层楼高扔下去，直接砸在底部的钢管上，不会坏？从约15米深到25米深的出料管内，要扔进去上万颗球，都能保持完整？
（解决办法，开始加注燃料球的时候用吊篮成堆吊到底部。不过很难，因为相当于还要设计安装一套燃料初始装填系统，也很困难。）
整个燃料堆的外壁和底，都是石墨做的。底部有大量的通气孔。石墨球在高压下不停滚过或者划过这些通气孔。这些石墨能够经受40年的磨损？
石墨密度2.23克/cc，在一般的硬度分类表中，莫氏硬度为1，作为最软物质的代表，特别容易磨损。最软、最黑的铅笔笔芯就是石墨。普通铅笔笔芯(HB, B, 2B，等)需要用粘土加强。石墨还很滑，是一种固体润滑剂。
11米高的石墨球堆（出料管底部往上算大概20米），大约相当于每个球上面有1100/6=183个球，每个球重约252克，共约46千克。考虑接触点的直径为球直径的十分之一（否则磨损和变形就太严重了），即0.28平方厘米，可以算出接触点的压强是164大气压。在球的流动过程中，不可能所有的球受力都是一样的，必然有的大，有的小。极端不利条件下，一个球承受上百乃至上千公斤的力都是可能的，毕竟所有燃料球的重量加起来超过100吨。一个燃料球破损后，周边的燃料球更容易破损。
石墨的磨损还会带来另外一个问题，即粉尘。磨下来的石墨去哪了？很大一部分变成粉尘了。因为里面有高速高温高密度的氦气流。高速气流带动粉尘，会侵蚀其余的石墨部件，局部沉积和堵塞管道，……。如果侵蚀、沉积在、或者堵住了蒸汽机的换热管，后果很严重。
有文献中提到清华产燃料元件破损率1.4x10-5，即每7万个中有一个，是全世界最好的。不知道这是生产破损率，还是使用破损率。如果是使用破损率，HTR-10中总共只有2.7万颗球，显然统计样品数不够，那么应该是生产破损率。HTR-PM一个模组42万颗，平均应该有6颗破损球。
另有提到供货给俄罗斯的燃料球“没有一个因辐照破损”，那么就是有因为其它原因造成的破损。
第三，另一类重大事故——蒸汽机换热管破裂，水进入堆芯。反应堆能够安全停堆，或者不需要任何处理吗？很遗憾，虽然设计者声称这种事故下，反应堆是安全的，我却找不到相应的定量分析。我们来看一下，是否真的安全。
首先，HTR-PM的设计，在这种事故情形下是有缺陷的。因为堆芯氦气的压强是70大气压，而蒸汽的压强是132大气压，远大于氦气压强。如果换热管破裂，超临界水将快速注入反应堆。产生的第一个后果是反应堆压力容器内压强大增，由于水的量远大于氦气的量（摩尔数比），压力容器内的气压可以迅速攀升到100大气压甚至以上。压力容器承受不了那么大的压强，触发安全阀排气。第二个后果是水蒸气高温下与石墨反应，生成一氧化碳和氢气。反应后的气体比反应前多，进一步增大压力容器内压强。反应产物都是可燃气体，如果压力容器泄压排气，将引起着火甚至爆炸。同时也会消耗石墨，影响燃料球的完整。第三个后果是，随着安全阀泄压排气，氦气会大量排放，反应堆里的水蒸汽占比越来越大。水是比石墨远远有效的中子慢化剂，可以大大提高反应堆的反应性（链式反应中子倍增率上升），链式反应失控而产生爆炸，这正是切尔诺贝利事故的直接原因。
（业内人士认为第三点不可能，因为水进入后超过一定密度，反应性要下降。反应性最多增加4%。这个我需要再核实。第一点业内人士认为灌注应该没有那么快。初步核实的结果：反应堆进水达到数十公斤每秒，反应性大增，足以引发严重事故。）
再简单从定量上分析一下，第三个后果是否容易发生。反应堆之所以能运行，是因为燃料临界。如果不考虑控制棒，它的大小设计为：超过一点就失控，小一点就熄火。反应堆燃料球柱的大小，大致就是这个临界半径。如果燃料球放在一个直径更大的罐子中，就会超临界爆炸。一般正常运行条件下，（参考图4堆芯内的反应功率分布），反应堆中心热中子浓度高，裂变发生得多，功率也就大。一部分中子会跑出堆芯，其中的一部分又会被中子反射器反射回来，所以能看到边上有一小块裂变功率稍大的区域。我查不到设计者们中子学计算的结果，但是从其它堆型图的相关资料可以简单认为，大约30%的中子跑出，然后有10%的中子反射回来（误差不超过5%，这里的误差并不重要），维持反应堆临界运行。控制棒的作用是使跑出去的30%中子变少，比如变成20%，这样反射回去的中子数也少了，比如变成9%（由于位置的关系，不是等比例的），反应堆达不到临界而功率下降或停堆。水进入堆芯之后，中子扩散半径下降（石墨中中子的扩散半径是水中的20倍），也就是说没有那么多的中子能跑出去了，这样堆就会因为中子浓度过高而失控爆炸。
那么需要多少水可以让堆芯中子浓度升高到失控呢？一个随机堆积的球堆，空隙占有空间的比例是36%，为了简单，我们可以少算一点，取三分之一，石墨占其余三分之二。也就是说，如果水蒸气的密度占到液体水密度的10%，总的中子扩散半径将降为纯石墨慢化剂的一半，因为水的慢化效果已经和石墨一样了。也即反应堆的临界半径将降到原来的一半，反应堆大大超临界。此时，更恐怖的是，因为跑出堆芯的中子很少，放在燃料球外面的控制棒吸收不到足够中子，不能控制堆芯中子浓度，即控制棒失效，完全没有办法控制反应堆，只能等着它爆炸。由于反应堆本来就是临界的，并不需要大幅降低临界半径就可以超临界。如果从上部（只能）注入控制球，只能控制上部一小段的中子浓度，深度不超过中子扩散半径，小于1米。HTR-PM下面还有10米，主功率深度区也远大于1米。实际上，可能只要降低10%，控制棒就失效了。此时对应500度水蒸气的分压约为30大气压。而根据我们前面的分析，水蒸气分压达到50，60大气压是很正常的。
说明一下，上面的10%更多是猜测。这个反应堆程序很好算，但我没有，也查不到计算结果。中子扩散半径变化的讨论是合理的。另外，普通水对中子有一定的吸收，但定性上应该不会很大差别，否则轻水堆就不可能工作了。这里需要专业人士帮助。（这一最早的猜测恰好跟后来的核算一致，30大气压分压水蒸气能够导致瞬发中子超临界。）
（如果漏水的反应性大增导致控制棒失效，一定要避免灾难性后果的话，控制球是不行的。必须在上部配置硼砂注入器，以细沙的方式大量注入到孔穴中，这样可以迅速停堆。但这样一来，堆基本上也就报废了，因为很难清理掉。如果堆换燃料后继续使用，很难控制残余硼砂量的变化，也就是反应性。那么能不能用能耐高温好清理的小硼砂球呢？不好，因为会在需要停堆的时候会直接漏到下面去，从而起不到停堆的作用。不过也许行。）
相对于沸水堆和压水堆，HTR-PM的压力容器内直径5.7米，这是一个很大的压力容器。其壁厚为13.1厘米，不算厚，因此对于内部压力增加的容忍度不高。
水蒸气的进入还能使温度下降（水蒸气温度低，热容大），从而带来另外一个正反应性。蒸汽温度越低，中子的温度也越低，铀235的裂变反应截面就越大。这会降低水蒸气密度的要求。
一般来说，随着温度的升高，反应率会下降。这也是所有核反应堆维持正好临界运行的理论基础。瞬发中子占裂变中子产额的99%以上。只有瞬发中子亚临界，加缓发中子后临界或超临界，才可以通过反应性调节控制反应堆功率。但是如果由于上述原因导致的反应率上升，达到了瞬发中子倍增因子也超过1的时候（超临界），这种温度效应负反应性就失效了。
反应性的讨论和临界半径是一样的。反应性不直观。
蒸汽机（蒸汽发生器）换热管破裂很难发生吗？由于氦传热效率低，换热面积必须大大增加，也就是水管长度必须大大增加。超临界水蒸气和高温氦气大大提高了换热管的工作温度，蒸汽与氦气压强差大，还有石墨粉末的存在，都降低了换热管的安全裕度。
另外，石墨对不锈钢和铝合金有一定腐蚀性，不知道设计人员考虑了没有。
第四，HTR-PM并不像设计人员说的那样，发电效率高，而是正好相反。发电效率不能只看热能利用效率，而要看燃料利用效率。HTR-PM采用的核燃料铀235浓缩度达9%，而普通的压水堆仅有3%。虽然HTR-PM燃料燃耗可以达到90百万千瓦天/吨铀，压水堆只有60，但是折算一下，HTR-PM的铀资源利用率只有压水堆的一半，如果考虑压水堆燃料是可以回收利用的（再处理），这个数字甚至降为30%。即使考虑气冷堆热电效率略高，同样一吨天然铀，浓缩成核燃料之后，HTR-PM能发的电只有加后处理压水堆的三分之一。
HTR-PM的燃料无法后处理，这被支持者当成一个可以防止核扩散的优点。但是由于自带慢化剂，体量巨大，大大增加了乏燃料（用完的燃料）的处理难度。此外，燃料浓缩度高，浪费也大，因为乏燃料中铀235还有很高的浓度。
根据设计，每个燃料球要在堆中走15遍。如果走一遍就磨损了，只能扔掉，因为放射性太强，无法处理。
HTR-PM之所以对燃料的浓缩度要求高，是因为石墨慢化剂低效，漏失的中子多，需要更多的铀235裂变补充中子。漏失中子多带来另一个问题是，反应堆厂房中子浓度高，放射性强。同时，压力容器的活化率（放射化率）高，影响压力容器的使用寿命。对于反应堆，压力容器终身使用，不可更换。压力容器不能用了，反应堆就该退役了。HTR-PM的设计寿命是40年，而压水堆已经达到60年。
（压力容器的中子防护还是比较简单，只需要毫米厚度中子吸收层就可以，但是总的效果会降低总中子通量，相当于多放了控制棒，降低反应性。但是还是有问题，因为吸收层吸收中子之后都会有辐射，一般是伽马辐射，仍然会伤害压力容器并在厂房产生较大放射性。）
（业内人士指出，高温气冷堆和压水堆的燃料利用率相比，至少是一样的。他列举了国内几个堆的实际卸料燃耗。但我后来注意到那几个堆是二代堆）
第五，我没有在开玩笑，也不是要吓唬你。高温气冷堆的燃料球是现成的原子弹！根据我在第三点对于水蒸气进入反应堆的讨论，你可以很快想到，如果空隙里填充的不是蒸汽，而是水，会发生什么？显然，临界半径会大幅减小到原来的十分之一。如果原来需要1.5米的临界半径（HTR-PM的设计值），那么现在就变成了0.15米，直径不到一尺。考虑到反应堆有中子反射层，我们可以多算一点，比如说直径0.5米，不到一个浴缸大小。也就是说，如果我们在一个浴缸里放满燃料球，往里面灌水，它就是一个原子弹！
“浴缸脏弹”需要的燃料球不到1000颗，也就是一个HTR-PM模组的燃料球可以做几百个脏弹。
这里说明一下，现在的原子弹主要靠快中子而不是热中子，热中子原子弹是早期的一种方案。该方案由于铀燃烧率低，当量小（数百吨TNT），后来并没有采用。刚才我们的浴缸弹就是一个热中子原子弹，当量可能会有几十吨TNT。这种原子弹也叫脏弹，当量不高，但是可以污染大片区域，让这片区域几百年内成为无人区。HTR-PM反应堆充满蒸汽可能达到上千吨当量，是大型脏弹。
（跟前面一样，这一点需要再核实。如果是新燃料，即使作为脏弹爆炸，危害也不是特别严重，疏散的时间以年为单位。初步核实的结果是可以，最多先烧掉一些石墨。）
实际上，HTR-10用的燃料浓缩度更高（17%），更容易用水点爆。（越小的反应堆，铀235浓度越高）。
由于浓缩度高，HTR-PM的核燃料非常不安全。我们假想一下，一辆运输核燃料的汽车发生事故，掉到河里，……；运输车（仓库）发生事故，起火了，消防车往上面喷水灭火，……；燃料起火了，没人管，……（一样会变成脏弹，因为随着石墨的燃烧减少，高浓铀越来越集中，同样会临界），……
压水堆或者沸水堆的核燃料，这个问题并不严重，因为本来它们就是用水慢化中子，而且铀235浓度低。一般水的汽化和铀温度升高就可以阻止链式反应的进行。
从核燃料管理上看，世界上任何一根压水堆或者沸水堆使用的燃料棒都在国际原子能机构登记在册，从生产，运输，燃烧，暂存，后处理，每一个阶段都有登记，管理严格。而高温气冷堆的燃料球量太大（一个堆随时使用上百万颗），材料还是石墨，连个序列号都打不上（会被磨掉），自然无法登记追踪。
燃料球不可能在每个核电厂生产，必然生产后运输。水堆运输的燃料组件，主要的材料是铀燃料，而球堆主要是石墨，铀占不到3%，这样就大大提高了运输量。由于石墨易破损，运输的时候必须一颗一颗保护。石岛湾示范堆有两个模组，一次加载至少需要84万颗球，如果是六个模组（60万千瓦堆），就需要252万颗！600多吨。核燃料和以后乏燃料的运输，本来就是高危操作，球堆大大放大了这一危险。（运输和仓储，在没有人为破坏的条件下，并不是非常可怕。因为作为安全措施，可以在燃料球中混入密度相仿，吸收中子的“白球”，让燃料球无法临界。运输的高危性在于容易遭到袭击。）
（业内人士认为，燃料管理严格，运输有武警押运，虽然成本提高，但是风险分散了）
这种脏弹还可以做得非常便携，只要烧掉石墨，数量很少的燃料球就可以做成一个很小的能产生巨大危害的脏弹。
第六，灾难场景下，高温气冷堆的危害比水堆严重得多。
其实所有的反应堆，一旦出问题，后果都非常严重。任何一种反应堆的设计者，不管声称他的堆安全性多么好，都不愿讨论压力容器破裂，内部破坏，军事打击，大海啸，……，等等问题。因为任何堆都无法应对上述情形。尽管如此，水堆仅有融堆和放射性局部污染的危险，虽然污染也会慢慢扩散。一般，安全壳可以成为重要的屏障。
但是高温气冷堆几乎肯定会变成脏弹。因为压力容器破裂后，不管有水没水，石墨会燃烧，铀燃料的物理浓缩度越来越高，而控制棒在外面，且有大块石墨保护，最后必然超临界爆炸，放射性污染物直接散布到大片国土上，几百年内成为无人区。
高温气冷堆没有安全壳，增大了被外部攻击的危险。一座塔吊砸在厂房上都可能导致不可收拾的结果。
（业内人士认为，厂房也可以设计得很坚固）
第七，HTR-PM的经济性分析不知道怎么出来的。上面说了，该堆型铀资源利用率低；反应堆寿命短；乏燃料体量大；压力容器大；同样大小的厂房，发电功率不到压水堆的一半；水堆一个堆芯，气冷堆要2到6个；氦是一种不可再生的消耗性资源，一旦泄露到大气中就会直接跑出地球，被太阳风吹走。唯一省钱的地方是厂房的安全壳，但这是以牺牲反应堆安全性为代价的。没有安全壳，反应堆的安全根本无法保证。
第八，支持者们建议的低功率工业堆，供热堆，更糟糕。因为功率低，堆型小，铀浓缩度更高，更浪费，中子漏失更多，放射性更强，更容易超临界，外围安全问题更严重。
本人支持在煤和核之间二选一的情况下，选择核。未来核技术及核能的发展，可以参考拙著《下一次革命》第九章“能源”中关于核能的讨论。
本人也理解HTR-PM产业链中每个部门急于将该堆型发展为国内重要或者主要核能堆型的心情。但是，核能应用潜在危害巨大，新技术的应用，需要慎重，至少需要遵循最基本的程序。
HTR-MODUL方案全世界只有HTR-10一个例子，发电功率只有0.2万千瓦，与主力新建堆100万，140万千瓦相比，非常小。最主要的安全性主张证明有问题。技术前身AVR是失败的。支持者主张的安全性，至少应该在HTR-10上得到严格的证明，还需要加上换热管漏水实验，和燃料球HTR-PM工况下的磨损实验，成功后才能建示范堆。在示范堆都没有建好的情况下，就大规模铺开建设，很不负责任。
（业内人士认为，安全性已经证明得很好了，而且商业行为他们也控制不了。这一点我坚持，示范堆不经过运行工况安全评估，不能建后续堆。没有任何人有权利在这个问题上打包票）
补充：
氦气不是好的冷却剂。因为热容小，氦气出口温度必须很高。这样就必须用石墨管而不是不锈钢管来传输高温氦气。石墨管强度低，因此又必须在外面再套一层钢管来提供强度。这就是反应堆和蒸汽机使用单根双层管的原因。必须有冷氦气从外层走，以降低钢管的工作温度。这也是该堆型不能使用上下两根气管，分别传输热气冷气的原因。结果是增加了整个结构的纵向高度，并且在风机停转的时候，将反应堆变成了一段热盲肠。AVR并不是这样设计的。HTR-MODUL是这样设计的。全世界只有中国采用这一设计。
示范堆的燃料加注应该在补充下述实验后才能进行：1、重做HTR-10失去冷却实验，满功率运行100小时后切断强制冷却。如果风机有惯性，就需要克服惯性，因为实际出现问题的时候可能是风机直接破坏，如果不能克服，就应该做出热量补偿。还要评估HTR-PM顶部比散热能力减小的问题。2、进水实验风险性太大（压力容器爆裂，可燃气体起火爆炸，等），可以多方程序计算，看最多只允许进多少水，而堆型是不是能限制住进水量。3、燃料球完整实验，需要用粘土做一些强度与石墨球差不多，摩擦系数为石墨四倍（炉中石墨摩擦系数是空气中的四倍），在全尺寸钢罐（底部石墨）内做燃料球完整性检测、流动、吹气实验，评估破坏情况。
第四代的说法没有道理，如果是同一种技术，比如压水堆，一次一次大的改进，可以叫第二代，第三代。高温气冷堆特别是HTR-PM方案从来没有人建过，第一个建成的只能算第一代。
（这个各有各的说法）
融堆是水堆最大的事故，比融堆更大的事故是超临界爆炸。水堆几乎不可能发生超临界爆炸，但是石墨堆会。高温气冷堆以水堆的安全标准宣传自己永远不会融堆，让人们认为自己比水堆安全得多，但是事实正好相反，不但事故概率大得多，危害也大得多。
由于各种原因，长期以来，高温气冷堆被包装为“大国神器”,“中国骄傲”。尤其在一些军迷眼中，高温气冷堆上天入地，无所不能。这为高温气冷堆的决策和应用带来了不应该有的情绪色彩。
（业内人士指出，他们也注意到了一些军迷们的说法，但是无法解释）
贴一个张禄庆先生的德国球床堆的教训。老早知道有这篇报告，这次没有提前参考，不应该。另德国组织对AVR项目的独立调查报告也出来了，可惜我的德语早丢还给老师了，看不懂。国内至少应该翻译过来。
（业内人士指出，写那篇评估AVR安全性的作者Rainer Moorman在德国没有核专家支持，且他的数据不对。这点我很疑惑）
主要参考文献：
[1] Yanhua Zheng, Lei Shi, Yujie Dong, “Thermohydraulictransient studies of the Chinese 200 MWe HTR-PM for loss of forced coolingaccidents”, Annals of Nuclear Energy 36 (2009) 742–751
[2] Hu, Shouyin; Wang, Ruipian; Gao, Zuying(2004), "Safety Demonstration Tests On HTR-10", Proceedings of theConference on High Temperature Reactors (Beijing, China): 1–16
[3] M. Ding,, B. Boer, J.L. Kloosterman, D.Lathouwers, “Evaluation of experiments in the AVR with the DALTON–THERMIXcoupled code system”, Nuclear Engineering and Design 239 (2009) 3105–3115
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