实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。美国核学会前任主席克达克教授对这一安全实验给予了高度评价：“中国这个高温气冷实验堆的技术及安全水平已经走在了世界前列。”

石岛湾核电厂两台机组的核心部件反应堆压力容器已于2016年安装完成。压力容器高约25米，重约610吨，由上海电气核电设备有限公司自主研发制造，实现了超大型反应堆压力容器设备的国产化制造。

据华能山东石岛湾核电有限公司党委书记、总经理毛巍介绍，高温气冷堆示范工程的压力容器、主氦风机和蒸发器等设备均实现国产。

石岛湾核电厂地处东部沿海的山东半岛最东端，厂址条件优良，地质结构稳定，无海啸历史记录，周边人口密度低，无须迁移人口，交通条件、取水条件良好，电力出线便捷，是国内具备开发建设大型核电基地的优良滨海厂址之一。这里还规划建设6台百万千瓦级压水堆核电机组，规划总容量在800万千瓦以上。

高温气冷堆受到国际关注

高温气冷堆在当前核电堆型中处于什么位置，从下面的分类中可以一窥究竟。

第一代(GEN－I)核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站，如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。

第二代(GEN－Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如加拿大坎杜堆、苏联的压水堆等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代(GEN－Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进沸水堆、系统80＋、AP1000、EPR 等欧洲压水堆等。

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