在HTR-PM失去冷却的安全性计算中，没有计算结构复杂，承受热冲击能力较差的反应堆上部受热情况，算法也不尽合理。尽管如此，在不失压失冷计算中（氦气不流失），仍然可以看出堆芯上部温度高于1000℃，意味着紧挨堆芯上部的上部结构温度也会在1000℃左右，足以造成破坏。

堆芯进水事故的安全分析没有看到细致计算，只有Lohnert一人的简单稳态估算。该估算假定事故变化过程足够慢，反应堆任何时候都是热平衡的。任何正反应性事件引入，总有足够的时间慢慢达到新的平衡。这是一个不容易成立的假定。实际上，根据Lohnert本人的数据，如果根据实际事故过程，计算进水后反应堆的反应性变化，可以发现，并不需要非常大的进水量（每秒几十公斤），就可以造成堆芯反应性大增而引发严重事故。原因是除了水本身带来的反应性增加，水与石墨反应还能吸收大量热量，导致温度下降而进一步增大反应性。在稳态计算中，忽略了温度下降的影响。

上述事故中，即使因为进水量较小，不足以引起超临界爆炸，也会因为反应性的突然增加导致燃料过热（燃料温度升高也可以抵消反应性增加的影响，但是燃料本来温度就比较高，负反应性的温度因子也比较小，需要大幅升高温度，才能抵消水和低温石墨正反应性的影响），从而破坏燃料球的完整性。大量燃料球的破损，引起堆芯燃料密实率上升，带来更大的正反应性，并堵塞冷却氦气通道，造成堆芯温度过高，从而破坏更多的燃料球……所以，如果发生大量进水，事故最好的结果是废堆，最坏的结果是超临界爆炸。

综上所述，从球床堆的发展历史、现状、和研究范围来看，“世界公认安全性好”的说法很难成立。HTR-MODUL和我国的HTR-10 (HTR-PM，即模组式高温气冷示范堆)虽然做了一些改进，但这些改进，到目前为止，还仅仅停留在纸面上，没有经过实践检验。

对于核反应堆这样一个庞大和复杂的系统工程，很多特性不会很好地顺从设计者的意愿。希望采取一种措施克服以前的某一缺陷，但经常又会带来新的问题。任何一个优点都有它的负面。比如：

能量密度低导致富余热容大，融堆难以发生，但整个堆必然体积庞大，提高复杂性和成本，而且出力小。示范堆的反应堆体积，比功率是它十倍的压水堆还要大。

低功率密度和大热容还意味着，作为慢化剂的石墨温度变化很慢。如果出现瞬间的反应性上升，石墨的温度负反应性要很长的时间才能起作用，或者反应堆功率要增加很多倍，才会让石墨的温度快速地升高（以产生负反应性），而这是非常危险的。

氦气密度小，按质量算热容大，但是需要在比较高的压强下工作，因此压力容器需要很厚，跟功率是它十倍的沸水堆差不多。

氦中子截面小，设计的时候几乎不用考虑氦对中子的影响，但是也少了一个负反应性来源（水堆多一个空泡负反应性）。

氦的分子量低，热速度大，气体中的传热好，但是和固体表面的换热不好，因为通过分子碰撞的换热效率低。这就导致了氦气与燃料及蒸汽发生器之间都需要很大的换热面积。

氦是单原子分子，化学惰性好。但它的热力学自由度少，导致摩尔热容量低，需要很大的温升才能传递较多的热量。

高温堆可以产生很高的工质温度，但是高温会对反应堆材料提出严重挑战。反应堆本来就工作在高温高压高辐照环境，对材料的要求非常高，再大幅度提高工质温度，无疑会产生很多问题，因为任何情况下，都需要隔断高温工质与金属部件的接触。

石墨虽然可以在高温下机械性能提高，但是本身却不是好的结构材料。随着温度升高，机械性能的提高也很有限。即使在强度最高点，也不如普通水泥（没有钢筋）。高温气冷堆里面有很多石墨结构件，如热气导管，堆芯壁，底部结构等，都要承受较大的结构负荷，石墨并不胜任。

一个能量比较高的裂变中子，绝大部分情况下要慢化后才能引起新的裂变。作为慢化剂的石墨，它的最大优点是中子吸收截面比水小很多。但是，石墨的慢化效率比水低。高能中子平均要与石墨碰撞114次，才能变成可以引起裂变的热中子，而与水里面的氢只要碰撞18次，而且，虽然石墨（碳）原子核比氢原子核大很多，可是中子与碳核碰撞的截面（也就是可能性）反而只有氢核的四分之一。也就是，一个氢核的慢化能力是碳核的25倍。氢核的一个缺点是，对中子的吸收要远大于碳核，但是仍然只有铀235裂变截面的几百分之一。

石墨慢化效率低带来三个后果：

第一，中子跑得远，平均需要跑出很长的距离才能充分慢化。在堆芯，这个距离大约是1米（水堆中，即使考虑空泡效应，这个数字也只有两三厘米）。由于堆芯直径只有3米，必然有很多中子跑出堆芯浪费掉。这个数字是20%以上。中子浪费量大意味着需要更多的铀235产生中子，也就是核燃料中铀235的浓缩度必须比较高。高浓缩度的核燃料和大的中子漏失率意味着，作为主要核燃料的铀235利用率低，也就是燃料效率低。同样多的天然铀资源，三代压水堆能发两度电，高温气冷堆只能发一度电。

第二，中子漏失量大，但是还不能让中子跑到反应堆外面（否则整个厂房甚至周边地区都会带很强的放射性），也就是在反应堆压力容器内壁必须安装中子吸收层。中子被吸收之后，吸收它的原子核处于激发态，必然辐射出高能射线以降到稳定的基态。因此中子漏失量大意味着厂房的放射性也大。放射性大将恶化厂房工作环境，破坏反应堆部件，降低各种部件包括压力容器的寿命。

第三，水是可能进入第一回路，也就是堆芯的，而水的慢化效率比石墨高很多，这样进水就会带来较大的正反应性。简单的理解方式是，水降低了中子往外跑的能力，很多中子没有漏失而是引起更多的铀235裂变。水也能更快地让快中子慢下来，每代中子的时间间隔也短了。这都是正反馈效应，中子会更多，导致更多裂变，……。一般来说，如果这个过程足够慢，慢化剂的温度会升高，铀燃料的温度也会升高，这两个效应将降低反应性，以抵消水的影响，但是如果同时还有别的原因引起温度下降，即像上面计算的那样，正反应性克服不了，就会发生超临界爆炸，或大量燃料球破损的废堆事故。

高温气冷堆还有很大的一个特点是“球床”，也就是燃料由很多直径为6厘米的燃料球构成。燃料球结构类似火龙果，里面有1万多个直径一毫米的三层保护燃料核（TRISO），燃料核和石墨一起压实，再在外面包一层0.5厘米厚的石墨。燃料核最里面是直径0.5毫米的二氧化铀燃料，外面一层0.1毫米厚的多孔碳，用来吸收铀的裂变产物，并隔开外面的保护层，接着三层0.04毫米左右的裂解碳，碳化硅，裂解碳。裂解碳有很好的导热性，用来导热，碳化硅强度高，用来提供强度。根据设计，燃料球应该在堆芯可能出现的最高温度以下，提供很好的强度，导热性，和对放射性核废料“囚禁”。

普通石墨的导热性跟铁差不多，不是很好，但是热解碳在它的裂解面上导热性特别好。这是TRISO燃料如此设计的原因。但是有一个问题，就是热解碳并不是一个稳定的结构，在高通量辐照和高温的影响下，会失去某一方向导热良好的特点。也就是，运行一段时间后，燃料球的导热性会下降。另外，紧靠燃料的多孔碳导热性本来就不好。所以，燃料到石墨的导热并不会非常好。

燃料到石墨导热性不好的后果是，如果堆芯意外反应性上升，反应堆功率上升，再加上石墨热容大，石墨来不及升温产生足够的负反应性，导致燃料温度特别高。因为大部分额外产生的热量都分配到重量轻、热容小的燃料上了。这将引起碳化硅爆裂，破坏燃料球的完整，后果上面已经说过了。

燃料球本身还有不少问题:

第一，石墨的机械强度并不高，燃料球里面还有很多“沙粒”，因此整体强度还要下降。示范堆堆芯高度达11米，下面还有很高的排料管，超过以前所有球床堆的堆芯高度。AVR和THTR-300都发生过燃料球破裂事故（THTR-300尤其严重）。燃料球的生产工艺并没有很大的改进，因此示范堆燃料球的完整难以保证。对于球床堆，燃料球的完整性非常重要。因为一旦有球破损，不但将放射性释放到一回路，大量“沙粒”还会加速其它燃料球的磨损，引起更多破损。破损的燃料球还会让一回路充满粉尘。粉尘的沉积和“沙粒”将引起燃料球和氦气流动困难，并造成石墨密实度上升，带来正的反应性。氦气流动困难导致反应堆不得不降功率运行。

第二，燃料球中铀235的浓缩度高达9%，是所有热堆中最高的。一般水堆，最高也不会到5%。高浓度的铀很容易被用来做成“脏弹”——当量很低的原子弹。

第三，由于核材料的敏感性，世界范围内，核燃料的管理非常严格。全世界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。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，数量太大（一个电厂随时使用上百万颗），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。如果生产或者发电过程中失窃，很难察觉。

第四，燃料球不会在每个发电厂生产，必然在专门的燃料厂生产，然后运输到核电站。水堆燃料组件中，核燃料占总重量的一半以上，而球床堆的燃料球，燃料只占球的百分之三。这意味着运输量要大几十倍。而且，由于燃料球比较脆弱，运输的时候需要一颗一颗保护，更是加大了运输成本。

第五，燃料球很难后处理，作为核废料的乏燃料体量巨大，比同样燃耗的水堆乏燃料多出几十倍。乏燃料或者核废料的处理非常困难，现在全球都没有好的解决办法。高温气冷堆核废料巨大的体量，显然又把这个问题放大了几十倍。

堆芯中，燃耗相同的情况下，燃料球的功率与中子通量和温度有关。中子通量差别不很大，因为堆芯周围有中子反射层（其实更合适的叫法是中子阻碍层），而中子的自由程也比较大。因此燃料球功率主要取决于其周围的温度。温度越低，裂变功率越高。一般来说，中心温度会高一些，周围因为靠近较冷且不发热的石墨壁，温度会低一些。这样，周边的燃料球裂变热功率反而高。

燃料球是循环流动的。由于出口在正下方，芯部的燃料球走得更快（作为对比，观察沙漏，中心部位会先出现一个坑），也就是燃耗低的燃料球更容易排出，周边燃耗高的更不容易。时间长了，周边的燃料球燃耗高，功率下降，温度更低。这会引起两个问题：第一、部分燃料球燃耗太高，影响堆芯的整体反应性，使堆芯功率下降。第二、引起严重的热流体不稳定性。即周边温度低，中心温度高，温度高的部分因为有向上走的趋势（浮力），风速更低，周边冷的部分风速更大，也就是冷的更冷，热的更热。250度和750度的氦气密度相差近一倍，所以这一效应是很强的。热的部分得不到冷却，而且由于周边燃耗高，功率低，为了保证出力，中心功率必然更高，冷却气体的温度也更高，浮力更大，冷却更差，如此恶性循环。这一热流体不稳定性，很可能是AVR出现超高温，和TFTR燃料球大量破损的重要原因。

高温气冷堆的燃料球流动无法控制，这是业界都知道的一个问题。上面说的热流体不稳定性一定存在，但是没有看见相关研究。热流体不稳定性带来的后果是，一旦堆芯出现温度不均匀，不稳定性将放大温度差别，致使部分区域达到很高的温度，超过燃料球可以承受的温度极限，引起燃料球破损和放射性释放。

核反应堆是一个复杂的系统工程。我国科学家经过长期努力，掌握了模组式球床高温气冷堆的全套技术，的确是一个很大的成就。但是科学有自己的规律，不可能一蹴而就。石墨堆有一些“固有不安全性”，比如进水危险，燃烧危险，超临界危险等。球床堆的发展历史也可以看出，还有很多技术问题没有解决。几乎所有的设计缺陷，都是事后才发现的。不能希望模组式的一次改进，能够解决球床堆型的所有问题，特别是还没有商业规模堆运行的情况下。

核能发展，对国家的影响远不止百年。希望高温气冷堆的研究者，核能发展部门，以及决策部门，能够以科学的态度，为了核能的长远发展，和国家的长治久安，更客观地看待高温气冷堆的安全性。