常规电厂的连续发电，就像客机的连续生产，正变得更大更安全。最早的电力反应堆，像位于美国Shippingport的反应堆、英国Calder Hall的反应堆以及随后的“magnox”反应堆等，现在被称为第一代。第二代反应堆则是指从第一代演变而来，用了将近20年的时间，其中400多个反应堆还正为全球提供16%电能。然而，发生在三里岛的事故，尤其是切尔诺贝利事故，表明主反应堆事故带来的后果是完全不能接受的，不论事故的可能性有多小。
这催生了第三代反应堆的发展，比如现在日本正在运行的先进的沸水反应堆。这些反应堆体现更多的“无源”的安全特性，特别是存储在很高的建筑结构中的大容量紧急冷却水。第三代+反应堆，如Westinghouse的AP-1000，另外一种是Franco-German ERP（欧洲压水式反应堆），第一个这种反应堆正在建设中，位于芬兰，它最终将取代法国的fleet反应堆，这种反应堆促进了该方法的进一步发展。
其间，在一项同步研究中，反应堆设计者意识到，在20世纪80年代，通过设计可以完全消除堆芯严重损坏的风险，从而保证小反应堆的绝对安全。因此，形成了很多小型反应堆的设计方案，包括德国的HTR模块设计方案，但是这些方案由于切尔诺贝利导致的长期核萧条而搁置。然而上述模块方案在南非得到复活，并发展成PBMR，有可能几乎完全改变原来的模式。
切尔诺贝利事故中释放出的碘-131，铯-137和锶-90同位素使得西欧大部分地区受到了污染，安全设计的目的是，使裂变生成的同位素无论是在正常情况下还是在反应堆发生事故时都固定在核燃料的内部。这个问题已经在HTR中得到解决，例如PBMR生产的陶瓷燃料，这种燃料比起现在常规反应堆燃料能承受更高的温度；此外，电厂设计成在任何环境下都不会达到如此高的温度。
如上所述，每个铀核的外部都包覆着碳和碳化硅层。多孔碳内层提供了一个缓冲区用来容纳气态裂变产物，尤其是氙气和氪气的同位素，同时还可以限制运行过程中颗粒内部产生的压力。外层，最重要的是碳化硅层，在每个核心的周围形成了一个小型的复合压力容器，可以防止外部裂变产物混合。
在持续高达1130℃的温度下以及在发生可想象的事故瞬变状态过程中短期高达1600℃的温度下，一个完整的陶瓷燃料可以挡住几乎所有裂变产物，这一结果已经通过很多年成功运行及实验室极端测试得到验证。当温度高于1600℃时，裂变产物的泄露速度会随时间以及温度升高而增加。只有在超过2000℃时，外壳的抑制能力才会完全衰落，尤其是碳化硅外壳。正常运行情况下，PBMR燃料球的平均温度是930℃。
因此，如果系统能够设计成在所有可想得到的事故条件下大部分燃料的温度都保持在1600℃以下，就可以保证大部分裂变产物都能被挡住而不会外泄；在PBMR中，是通过合理设计反应堆压力容器及其内部构件来实现的。压力容器之所以制成细长形状和大的表面面积是为了满足充分快速的散热需求。
考虑最糟糕的情况，即反应堆全功率运行时撤回大部分控制棒。或许由于冷却系统中的管子突然破裂或压缩机发生故障，使得通过堆芯的氦气突然停止，强迫冷却全部消失。本来设计好在这个时候控制棒会自动脱落到堆芯中，但现在不能实现，那么接下来会发生什么事情呢？
可以将PBMR反应堆设计成低功率密度。压力容器及其容量很大，相对于传统反应堆，PBMR反应堆的堆芯输出功率很小，因此不会发生突如其来的事故。假设反应堆产生的热量仍是400MW，若堆芯的温度会快速上升。这个时候会发生一个奇妙的现象，即前面所说的多普勒效应。正是因为燃料温度的上升，使得反应堆输出功率等级下降。事实上，当温度持续上升时，裂变过程会完全终止。这在德国AVR反应堆（1970年）和最近以来中国的10MWe反应堆中都已得到实验验证。
即使关闭了反应堆，但是由于燃料球内的高放射裂变产物仍会不断产生热量，所以温度仍会继续上升。正常情况下，反应堆压力容器的温度保持在300℃左右，但是现在则正在加热，向四周的反应堆腔冷系统（RCCS）散发出越来越多的热量。腔冷系统是一个装满水的系统，即使发生供电故障，这个系统仍可以继续通过自然循环散发掉来自于压力容器的热量，最终使得里面的水沸腾。
经过一天左右，从压力器（现在差不多是500℃）辐射出的热量的增加速度与堆芯内裂变产物产生的热量的降低速度相等。燃料的温度稳定在远低于1600℃这个值，然后逐渐下降，这样就没有危险了。到目前，操作员没有做任何事情。现在惟一要做的或许是，在事情发生后的72小时，需要操作员向RCCS中补充水。(www.xing528.com)
三里岛所发生的裂变产物加热使得堆芯熔化的事故类型在这里是不可能发生的，同样像透熔“中国综合症”这样的事故也是不可能发生的。
这是一个冷却剂流失或冷却损失事故。另一种可想象到的主反应堆事故是所谓的“反应性”事故，这种事故导致了切尔诺贝利反应堆中能量的首次爆发。反应性对于设计者来说是一个重要的基本概念。如果反应系数正好是1，那么堆芯的每次裂变都只有一个中子会继续发生裂变，反应堆的功率等级保持不变。如果对于每100次裂变有101个中子发发生进一步裂变，则功率等级就会升高。
反应性受很多因素的影响，正如我们所看到的那样，如果燃料温度上升，则能引起下一次裂变的中子就会变少，反应性会低于1，从而功率等级就会降低。另一方面，如果撤回一些控制棒，那么剩余的控制棒吸收的中子会变少。核心中就会有更多的中子可以引发裂变，反应性上升到1以上，功率等级也跟着提高。
PBMR将与反应性有关的下述两个方面结合起来以保证核安全。首先，不停堆装卸燃料的方法可以通过设计堆芯来实现在非常小的“后备反应性”情况下自动完成所有必须的变化动作。如果干扰使得功率等级开始提高，则堆芯会减慢功率的提高。第二，反应性的温度系数是一个很大的负数。换句话说，没有其他因素比切尔诺贝利中曾经使用的多普勒反馈机制更重要；或者说，只要燃料温度提高，功率等级必定会降低。因此，出现在切尔诺贝利事故中的反应性类型事故在此也是不可能发生的。
这些周到的考虑为PBMR宣称的“固有安全性”做了有力证明。在发生事故的情况下燃料的完整性决不依赖于操作员作出的正确决策，也不依赖于启动有效的电气和机械保护系统或其他恰当的操作。
当然，放射和核安全还有很多其他方面的问题也必须引起注意。例如，正常操作情况下的放射废水是否值得注意？还有员工的日常暴露辐射怎么样？假设进入反应堆压力容器的主管发生破裂，不论什么原因造成的，随后进入容器的空气是否足够引起炙热的石墨发生燃烧？如果发生了这样的破裂，建筑物能够承受氦气涌出时压力的急剧上升吗？有多少放射性材料进入了大气？已经加固了的混凝土建筑物能够承受大型地震或高级别的地震或者大型飞机的撞击吗？
为了使南非国家的核管局和国际核安全顾问对所有的这些细节问题都满意，相关工作正在进行之中。发生任何一个这样的事故，或发生其他任何可接受的事故，在反应堆400m以外不需要任何保护措施来防止人们受到伤害，PBMR的设计者对这点很有把握。关于HTR安全的更多细节问题可以查阅参考文献[7]。
最后，还有一个重要问题是废燃料球的最终处理。人们越来越意识到，不回收利用当前轻水反应堆中废燃料以获取钚和残留的铀而直接丢弃，这是一种很大的浪费。但是对于PBMR废燃料，因为其中只包含很少的残留可裂变物质或燃料增殖性物质，所以回收则显得没必要，除非燃料中加入了钍以生成铀-233。在德国THTR中，废燃料的再回收也是一个设计目标。废燃料很可能在其退役50年甚至更久后进行处置，与其他高放射性物质一起适当地固化，存放在很深的地质处置库中。
对于PBMR燃料来说，燃料球的设计使得其废燃料的处理比其他废燃料更直接。正如前面所讨论的那样，燃料球由细小的包覆着石墨的二氧化铀内核构成，再将内核嵌入在石墨球中，并用5mm厚的无铀石墨壳裹住。与石墨相比，煤是更耐用的一种形式的碳，煤矿床保持在地壳中很多万年都不会发生变化。因此，PBMR废燃料球从放置他们的容器中移出来很长一段时间后应该已腐蚀掉了。
废燃料球的总量与轻水反应堆中压缩废燃料有很大关系。把废燃料球运送到库中成本消耗也很高。但是由于废燃料球要长久埋藏于地下，因此有必要把包覆的颗粒从石墨阵中分离出来。分离的方法，甚至是循环利用石墨的方法正在研究中。如果这项工作在经济和技术上都是可行的，要处理的废弃物将减少到燃料球本身总量的5%。由于包裹在每个铀核心周围的是陶瓷壳，以这种玻璃化的或其他这种形式包装的废品，地下水很难将他们腐蚀掉。更多关于放射性废物的更多信息可查阅参考文献[8]。
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