上一篇太长太技术了，总结如下，有些是新列的。
这里列的也还有一些存疑，有请业内专家继续指正。
高温气冷堆问题总结
雷奕安，北京大学物理学院
第一，我国高温气冷堆（HTR-PM）的技术前身，德国AVR，已经自己公开承认失败。高温气冷堆堆型（HTR-MODUL）全世界只有中国建过一个小型实验堆（HTR-10），该堆电功率只有0.2万千瓦，是目前主力在建堆型功率的500分之一，高温气冷堆示范堆的100分之一。没有任何其它国家建过，在建，或者要建这一堆型。堆型大量全新成套设备，缺乏实际运营经验，需要时间验证和成熟。
第二，商业示范堆的定义就是建应用大小堆，验证技术之后，才推广。但示范堆还没有建成，中核建等就计划在湖南、江西、广东、福建、山东、湖北、浙江等地建更大的堆。不符合最基本的程序，极不负责。
第三，高温气冷堆的固有安全性主张没有实验支持，因为商用规模的堆还不存在。而在HTR-10上做过的验证实验有缺陷。实验条件设计得太友好。在最重要的失去冷却实验中，没有按照这类实验的要求先满负荷运行100小时以上，冷却风机衰减太慢。
第四，该堆型安全性计算有缺陷。高压失冷上部受热严重，热回流导致压力容器受热。低压失冷还没有考虑氦气传热。没有看到上部受热分析。进水安全性分析没有公开资料。
第五，与AVR相比，HTR-MODUL控制棒在堆芯外部，一旦堆芯因进水等造成中子漏失率下降，反应性大增，控制能力较弱；堆芯失去冷却后变成一段热盲肠，上部受热严重；堆芯很高，燃料球完整受到威胁，流动无法控制。
第六，燃料球完整性保持，一回路放射性释放，石墨粉尘效应，AVR结论负面，有待实验验证。石墨球强度并不高。一个模组42万颗燃料球，一旦一颗破损，将严重影响其它燃料球的完整性。
第七、反应堆进水后果严重。进水导致排放氦气及高温可燃气体，侵蚀石墨结构，大大增加反应性，可以引发重大核事故。正反应性的存在是所有裂变反应堆的大敌。高温气冷堆进水带来四重正反应性：1、传热介质热容增大，温度下降；2、水煤反应降低传热介质和石墨慢化剂温度；3、水的慢化能力远高于石墨，滞留在堆芯的中子增加；4、水使中子谱更软（冷）。如果进水量不大，这四重正反应性不严重，需要燃料核迅速升温产生负反应性抵消。燃料核的迅速升温破坏燃料球的完整性，引起大量燃料球破裂。破裂的燃料球进入未破裂燃料球间隙，增加密实度，堆芯滞留中子更多，产生第五重正反应性。这种事故在THTR-300上发生过，当时18000个燃料球破裂，离恶性事故只有一步之遥。
第八、石墨慢化距离长，高温气冷堆堆芯尺寸小，导致漏失中子多，铀资源利用率低，并提高厂房放射性，降低压力容器及周边设备的运行寿命。
第九，高温气冷堆的乏燃料后处理非常困难。乏燃料存放量远高于水堆。
第十，高温气冷堆燃料铀235富集度很高，可以被用来制成脏原子弹。
第十一，燃料球铀占重量比小，脆弱，需一颗一颗保护，导致燃料及乏燃料运输量比水堆高几十倍。
第十二，与水堆相比，燃料球数量巨大，无法标记，跟踪管理困难。
第十三，模组式高温气冷堆的单厂房多堆结构增大了事故概率，提高了成本。
第十四，堆芯不同燃耗燃料球混用，导致局部温度不均匀，造成不利传热的流体力学不稳定性。热的地方更热，冷的地方更冷，形成局部高温点，导致放射性释放。另有专业人士指出，燃料球在堆中的流动无法控制。高燃耗燃料球带来较大负反应性，无法挑出。
第十五，堆型能量密度低，内部结构体积庞大，压力容器必须相应增大增厚。压力容器成本很高，越大越厚，缺陷概率也越大。对于一百万千瓦的核电厂，压水堆只需要一个堆芯压力容器（小一些，厚一倍以上），但是高温气冷堆需要十个。
第十六，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，但是石墨堆特殊情况下会。
第十七，堆芯功率密度低、热容大是双刃剑，虽然可以提供大热容，但是慢化剂升温慢，对其它原因引起的反应性增加反应迟钝，造成堆芯较长时间高功率运行，燃料核温度过高。
第十八，高温运行也有缺点。因为堆芯负反应性余量的很大一部分来自燃料中U238共振吸收的多普勒效应，温度越高，负反应性余量越小，随温度变化的系数也越低。高温运行的另一大问题是对材料高温性能的要求大大提高，这个问题不好解决。
第十九，THTR-300（钍燃料球床高温气冷堆）是球床概念的第一座商用示范堆，30万千瓦电功率，85年开始发电，运行423天后因为燃料球破损释放放射性，及其它安全性担心，1989年被西德政府强行关闭。由于残留放射性很大，清理退役预计到2080年才能完成。
第二十，TRISO燃料核紧贴铀燃料是一层不太薄的多孔碳层，该层导热不好，使燃料工作温度较大幅度地高于燃料球石墨基底的温度，进一步削减多普勒效应负反应性余量，并造成燃料球内局部高温点。
第二十一，石墨是很糟糕的结构材料，韧性延展性都很差，不能焊，不能铆，部件之间的连接就是大问题。高温气冷堆压力容器高温区，结构负荷并不小，石墨作为唯一的结构材料，能否在长达四十年的服役期内正常工作，在示范堆建设成功之前，没有办法验证。
第二十二，冷却剂氦的摩尔热容低，换热差。为了保证换热能力，只能提高一回路压强。大体积的压力容器，潜在的过热危险(因为堆芯存在超高温)，很大的压强（70大气压），是一个非常糟糕的组合。
存疑，需继续调查：
底部石墨磨损；上部结构；纵向燃料柱密实率变化（导致不同深度反应性不同，风阻不一样，增大总风阻）；风阻导致底部受压更大；250度与750度氦气密度差近一倍，风机反向做功，风阻，风机功率（氦比二氧化碳好的原因）；电厂自用电系数，经济性；南非球床高温堆教训；地震引起的密实度上升和结构考验；铀235，钚239，钚241 低裂变率(76%,41%,59%)
其它：
高温气冷堆是第四代核能技术的说法值得商榷。认为HTR-MODUL还没有成功先例，第一个建成的只能算第一代。实际上世界上第一座民用反应堆是第四代！
堆芯不会融化不等于没有危险，破坏压力容器只需要500度。压力容器坏了，只能直接废堆，处理费用巨大，极度危险。
说明：我不反核，但认为要尽可能保证安全。我也知道安全不是绝对的。我没有什么背景，没有什么背后势力。我就是喜欢挑别人的错（情商低下的表现）。今年我发的博文都是挑错的，三次，没有关联或利益关系。这次的引子是新闻中的高温气冷堆大跃进计划，示范堆尚未建成的情况下，这无论如何都是错的。
技术方面，我说错了，请指正。我不在乎被打脸。说得有道理，也请业内人士不要情绪化，表达清楚自己的看法就可以了。核安全是很大的事情，超过任何人的脸面和利益。
以前有些话语气太重了，跟发文之后受到攻击有关，也与没有专业人士指出我的错误有关。还是不应该。尽量改了。
关于拥核反核：
发文之后，我成了反核的，“无知无耻”的“X杂”，“理科公知”。呵呵，我很委屈的，因为在福岛事件刚发生不久，我还是敢冒天下大不韪的，公开拥核的“无知无耻”“X杂，理科公知”，公然发文拥核。后来发现，除煤与核之外，还是存在别的更佳选择，但是核能还是很重要（见拙著第九章）。至于这次，并不是针对核能，或者高温气冷堆，而是针对示范堆未建成，就建更大新堆的不负责任做法。挑高温气冷堆的错，是为了说明该做法的错误。而且我挑错，总体而言，应该是有助于改善高温气冷堆的安全性，因为我挑的很多错还是成立的，有些甚至很严重。请核能界人士，特别是高温气冷堆研究人员不要过度解读。
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