概述
高溫氣冷堆研發歷程
70年代中期，中國高溫氣冷堆的研究發展工作始於70年代中期，主要研究單位是清華大學核研院。1986年，在國家863計畫支持下，清華大學正式開始了１０兆瓦高溫氣冷堆實驗堆的研發。
1988～1989年，間德國的兩座球床高溫氣冷堆反應堆相繼被關閉，其原因是擔心安全性。
2000年12月，建成臨界。
高溫氣冷堆2003年1月，實現滿功率併網發電，中國對高溫氣冷堆技術的研發取得了突破性成果，基本掌握了核心技術和系統設計集成技術。這一科技成果在國內外引起廣泛的影響，使中國在高溫氣冷堆技術上處於國際先進行列。
2004年9月底，由國際原子能機構主持，清華大學核研院在10兆瓦高溫氣冷堆實驗堆上進行了固有安全驗證實驗。實驗結果顯示，在嚴重事故下，包括喪失所有冷卻能力的情況下，不採取任何人為和機器的干預，反應堆能保持安全狀態，並將剩餘熱量排出。
2006年1月，國務院將大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站示範工程列為國家重大專項。
2008年2月，高溫氣冷堆核電站重大專項實施方案獲國務院批准，專項牽頭實施單位為清華大學核研院、華能山東石島灣核電有限公司、中核能源科技有限公司。
2009年9月，美國能源部發表聲明說：“下一代核電站（NGNP）項目將採用新型的高溫氣冷堆技術，一個設施支持多種工業套用，比如發電的同時進行石油精煉。NGNP項目將使核能利用延伸到更寬廣的工業和交通領域，降低燃料消耗和污染，並在現有的商業化輕水堆技術基礎上提高固有安全性。”而後來美國選擇了阿海琺公司設計的稜柱高溫氣冷堆。
2011年3月1日，籌備了7年之久的山東榮成石島灣核電站終於通過了國務院的審批。
2012年5月31日，中國國務院會議原則通過《關於全國民用核實施綜合安全檢查情況的報告》和《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》，國務院會議已經原則同意《核電安全規劃》、《2020年核電中長期發展規劃》，並確立了“全面建設核電強國”的目標。
2015年8月，華能山東石島灣核電廠發布了高溫氣冷堆核電站示範工程環境影響報告書，該工程正處於運行許可證申請階段，計畫2017年建成發電。
安全性能
高溫氣冷堆2、高溫氣冷堆採用優異的包覆顆粒燃料是獲得其良好安全性的基礎，鈾燃料被分成為許多小的燃料顆粒，每個顆粒外包覆了一層低密度熱介碳，兩層高密度熱介碳和一層碳化矽。包覆顆粒直徑小於1mm，包覆顆粒燃料均勻彌散在石墨慢化材料的基體中，製造成直徑為6cm的球形燃料元件。包覆層將包覆顆粒中產生的裂變產物充分地阻留在包覆顆粒內，實驗表明，在1600℃的高溫下加熱幾百小時，包覆顆粒燃料仍保持其完整性，裂變氣體的釋放率仍低於10－4。
3、反應性瞬變的固有安全特性在整個溫度範圍內，高溫氣冷堆堆芯反應性溫度係數(燃料和慢化劑溫度係數之和)均為負，具有瞬發效應的燃料溫度係數也為負。因此在任何正反應性引入事故情況下，堆芯均能依靠其固有反應性反饋補償能力，實現自動停堆。
4、餘熱載出非能動安全特性模組式高溫氣冷堆堆芯的熱工設計時考慮了在事故工況下堆芯的冷卻不需要專設的餘熱冷卻系統，堆芯的衰變熱可籍助於導熱、對流和輻射等非能動機制傳到反應堆壓力容器外的堆腔表面冷卻器，再通過自然循環，由空氣冷卻器將堆芯餘熱散發到大氣(最終熱阱)中。
5、當發生一迴路冷卻劑流失的失壓事故時，堆芯的餘熱已不可能由主傳熱系統排出，只能依靠上述的非能動餘熱載出系統將堆芯衰變熱載出，這樣必然使堆芯中心區域的燃料元件溫度升高。為了使堆芯燃料元件的最高溫度限制在1600℃的溫度限值內，模組式高溫氣冷堆堆芯功率密度和堆芯的直徑將受到限制。
效率提高
模組式球床型高溫氣冷堆採用了餘熱非能動載出的特性，雖大大地增強了安全性，但是其單堆的功率受到了很大的限制。由於球床型高溫氣冷堆可以提供950℃的高溫氦氣，充分利用其高溫氦氣的潛力獲得更高的發電功率是提高其經濟競爭力的主要發展方向。氦氣透平直接循環方式是高溫氣冷堆高效發電的主要發展方向。高溫氣冷堆核電廠採用了氦氣透平直接循環方式，由一迴路出口的高溫氦氣冷卻劑直接驅動氦氣透平發電，反應堆壓力為7MPa，氦氣出口溫度為900℃，高溫氦氣首先驅動高壓氦氣透平，帶動同軸的壓縮機，再驅動低壓氦氣透平，帶動另一台同軸的壓縮機，最後驅動主氦氣透平，輸出電力。
經過整個循環，氦氣的壓力將降到2.9MPa，溫度降為571℃。為了將氦氣加壓到反應堆一迴路的入口壓力，需先經過回熱器和預熱器冷卻到27℃後，再經兩級壓縮機後升壓到7MPa，而後回到加熱器的另一側加熱到558℃，回到堆芯的入口，其流程見圖5所示。該循環方式發電效率可達到47％。
循環系統系統簡單，全部電力系統都集成在同軸相連的三個壓力容器內，造價低；避免了堆芯進水事故的可能性；熱力循環效率高。
循環系統
氦氣透平直接循環方式是高溫氣冷堆高效發電的發展方向。循環系統的主要優點是不需要採用高效回熱器，避開了一個技術難點。但是，由於採用氦氣蒸汽聯合循環，增加了系統的投資成本，故不能排除堆芯進水事故的可能性。間接聯合循環流程為，反應堆出口的900℃高溫氦氣經過中間熱交換器(加熱二次側的氮氣)，冷卻到300℃，再經過氦風機回送到堆芯的入口。二次側的氮氣經中間熱交換器加熱到850℃，實現氣體透平和蒸汽透平的聯合循環。該循環的發電效率為43.7％。
由於採用氮氣作工質，可以採用成熟的氣體透平技術，在現有技術基礎條件下具有更好的可行性。但是投資成本增加，也不能排除堆芯進水事故的可能性。氦氣熱力循環方式都可以得到很高的發電效率，根據技術的發展水平，可以選擇合適的循環流程。
主要優勢
高溫氣冷堆2、大容量的壓水堆核電廠相比較，其發電成本有很好的競爭力，而且可以與當地廉價的煤電成本相比較，高的發電效率：其發電效率比壓水堆核電廠高出約25％。
3、建造周期短，100MW容量高溫氣冷堆採用模組化建造方式，建造周期可縮短到兩年，與壓水堆核電廠5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比投資減少20％左右；
4、系統簡單，高溫氣冷堆具有的非能動安全特性使系統大為簡單，不必設定壓水堆核電廠中的堆芯應急冷卻系統和安全殼等工程安全設施，節省了建造投資。
取得成就
高溫氣冷堆近年來國際上提出了“第四代先進核能系統”的概念，這種核能系統具有良好的固有安全性，在事故下不會對公眾造成損害，在經濟上能夠和其它發電方式競爭，並具有建設期短等優點，高溫氣冷堆是有希望成為第四代先進核能系統的技術之一。
建成的首座高溫氣冷堆的壓力殼直徑4.7米，高12.6米，重150噸，是中國自己設計和製造的迄今體積最大的核安全級壓力容器。蒸汽發生器直徑2.9米，高11.7米，重30噸，堆內有約13000個零部件，總重量近200噸。這些設備的製造成功，使中國成為少數幾個能夠加工製造高溫氣冷堆關鍵設備的國家之一，為高溫氣冷堆的國產化做出了重要貢獻。
石島灣核電站作為中國第一座套用第四代核電技術的核電項目，最有希望第一個被重新啟動建設。與其他核電項目不同，石島灣的高溫氣冷堆具有著特殊的意義。它具有四代技術特徵，主要由清華大學自主研發，設備國產化率達70%以上。
擁有自主智慧財產權的核電技術，是由“核電大國”轉變成“核電強國”的必要條件。由此業界普遍認為，石島灣核電站最終命運如何，將決定著未來整個國家核電產業的走向。
