更新时间：2024-08-20 08:22
高温气冷堆是一种先进第四代核电堆型技术，具有安全性好、效率高、经济性好和用途广泛等优势。高温气冷堆通过核能-热能-机械能-电能的转化实现发电，能够代替传统化石能源，实现经济和生态环境协调发展。
高温气冷堆具有固有安全、模块化设计与建造和多用途等特性，被认为是最有前途的第四代反应堆堆型。技术上，高温气冷堆可以取消场外应急，具备替代关停退役中小火电厂老旧机组能力。高温气冷堆替代中小型火电，是一种解放思想、开拓思路的核能利用理念，是核能利用体系内的重大创新，对于缓解环境保护、节能减排与经济发展、社会稳定之间的矛盾具有重要的意义。
用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。
模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。它的优点是提高反应堆的可利用率，实现比较均匀的功率分布和燃料的燃耗深度，以及没有大的后备反应性，有利于反应堆的控制。
球床堆技术由德国于利希研究中心R.Schulton教授发明，在德国开展了大量的研究和发展工作，建设了15MWe的高温气冷堆（AVR）实验反应堆和300MWe的高温钍反应（THTR）工业示范堆。我国在国家高科技研究发展计划的支持下于2000年在清华大学建成10MW高温气冷试验堆（HTR-10），是世界上首个实现“模块式”肩并 肩布置的球床高温气冷堆的实验堆。
美国和日本主要发展了棱柱堆。美国建设了Peach Bottom实验堆和Fort St. Vrain工业示范堆，日本建设了高温实验反应堆（HTTR）。球床堆和棱柱堆的主要差别是燃料的几何形状不同。但是两种高温气冷堆的核心技术，例如，全陶瓷包覆颗粒燃料、氦气冷却剂和石墨慢化剂都是相同的。二者在20世纪80年代以后不约而同地转向了“模块式”高温气冷堆的技术发展方向，应用领域也是相同的。
具有优异的固有安全性是模块式高温气冷堆的突出特征。国际上把高温气冷堆列为符合第四代先 进核能系统技术要求的堆型之一。2003年发表的第四代核能系统路线图报告把超高温气冷堆（VHTR）列为第四代核能系统6种候选技术之一。2010年后更新的路线图报告则将VHTR更改为V/HTR（超高温气冷堆/高温气冷堆），并说明它包括的温度范围是700~1000℃。
图1示意了HTR-PM球形燃料元件结构。以二氧化铀为核心，外面包覆热解碳和碳化硅层，形成0.92mm直径的包覆颗粒燃料。大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中。
图2为我国高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的核蒸汽供应系统模块结构的示意图。反应堆堆芯中大约有4.2×105个燃料球，直径为3m，高为11m。堆芯周边的反射层是耐高温的石墨。冷却剂氦气从反应堆顶部流过堆芯，然后通过一个内衬保温材料的同轴双层连接结构，流到一个和反应堆肩并肩布置的蒸汽发生器。冷却后的氦气由布置在蒸汽发生器壳顶部的氦气循环风机加压后通过同轴连接结构的外层流回反应堆，形成一个封闭的反应堆——回路循环。新燃料元件由顶部装入堆芯，从底部卸料管卸出。卸出的燃料元件如果未达到预定的燃耗深度，则再送回堆内使用。
一个反应堆和一台蒸汽发生器构成了一个高温气冷堆反应堆模块。在中国的200MWe高温气冷堆核电站示范工程（即HTR-PM）中，每个反应堆模块热功率为250MWt。HTR-PM设计有2个模块，向1台蒸汽轮机供应蒸汽，发电功率为210MWe。模块式高温气冷堆的发明者H.Routler与G.Lohnert在早期就曾经指出，模块的意思就是在一个核电机组中可以根据需要连接多个反应堆模块。
当该反应堆要应用于更高温度的场合时，需要有一个耐更高温度的中间热交换器，以取代蒸汽发生器。而反应堆本身从燃料、反射层、堆内金属构件到连接管都可以保持原有的材料和设计。目前经过验证的包覆颗粒燃料元件技术（TRISO）经过长期辐照考验证明能够在1250~1350℃下长期运行，考虑到堆芯出口温度的不均匀性，可以实现反应堆出口氦气平均温度达到1000℃的要求。
德国最初于1960至1990年在球床高温气冷堆方面开展了大量的研究工作，美国在同期也发展了棱柱燃料的高温气冷堆。20世纪80年代早期，德国提出了模块式高温气冷堆的概念，之后高温气冷堆的发展进入了模块式高温气冷堆的发展阶段，德国、美国、日本、俄罗斯、南非和中国等都曾经开展了大量的研究，研究和发展了一系列基本具备建设首个示范工程的工程设计。
中国建设了世界第一个模块式高温气冷堆的工业示范电站，即华能山东石岛湾20万千瓦级高温气冷堆核电站示范工程，含两个热功率为250MWt的反应堆模块。
自2008年以来，石岛湾核电厂一直在进行前期筹备工作。
2011年3月份，受日本大地震引发的福岛核事故影响，正在筹备、审批的的核电项目都被叫停，其中包括石岛湾核电厂。
然而，审批暂停并没有阻碍该项目的积极筹备，2012年，进度控制工作人员杨江东在接受采访时表示，核岛基坑负挖工作已完成，并通过国家核安全局检查验收，核岛底板钢筋绑扎也已完成，只等着工程开工、浇筑第一罐混凝土。
到了12月9日，该工程正式开工，浇筑了第一罐混凝土。
2015年，现场土建工程全部完成，厂房封顶，设备开始入场安装和调试。之后，在研发团队等各方面的努力下，2016年3月和9月，两台反应堆压力容器分别制造完成并在石岛湾现场安装就位。
2018年5月，首台燃料装卸系统安装完成。
2018年10月，2套堆内构件安装完成。
2018年12月，2台蒸汽发生器完成制造和出厂打压实验，2台主氦风机完成出厂实验。
截止到2018年底，该项目的主设备研制和生产基本完成。为支持高温气冷堆示范工程的研发和建设，清华大学在国家科技重大专项的支持下，专门建设了高温气冷堆工程实验室，对反应堆主设备、主系统进行了全面验证。
2020年10月19日，历时14天，全球首座高温气冷堆核电示范工程首堆一回路冷态功能试验一次成功。不同于其他堆型的冷态功能试验，高温气冷堆核电示范工程冷态功能试验采用压缩空气作为试验介质，分台阶加压至最高试验压力8.9MPa进行一回路压力边界强度性能试验，然后降至8.0MPa保压24小时以上测量一回路泄漏率，同时考察一回路压力容器在压力作用下的变形和位移，并对支承系统的有效性做出初步判断。试验结果表明，示范工程首堆各项指标均满足设计要求。
2020年11月3日，国家科技重大专项——全球首座高温气冷堆核电示范工程建设现场再传捷报，继10月19日，2号堆一回路系统冷态功能试验顺利完成后，1号堆一回路系统冷态功能试验再次顺利完成，各项指标均达到设计要求[5]。
这一工程是我国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，也是世界上第一座安全性更高的第四代核能、模块式商用规模示范电站，兼具科研性、工程性和商业化的三重特征。
2024年8月19日，中国国务院常务会议决定核准江苏徐圩一期工程的全球首个将高温气冷堆与压水堆耦合的核能综合利用项目。