具有中国自主知识产权的第四代核电商用示范电站正在山东荣成逐渐成型。据中国核工业建设集团公司(下称中国核建)官网消息，3月20日，全球首座具有第四代核能系统安全特征的20万千瓦高温气冷堆核电站--山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站示范工程，反应堆压力容器成功吊装就位。此次吊装完成的反应堆压力容器作为核岛一回路核心设备，高27.5米、净重594吨，是目前世界上尺寸最大、重量最重的反应堆压力容器，同时也是高温堆气冷核电站单体重量最大的设备。压力容器的成功吊装就位，为高温气冷堆核电站示范工程主设备安装工作奠定了基础，同时也加快了高温气冷堆核电技术成功走向世界的步伐。
反应堆压力容器成功吊装就位
与动辄百万千瓦级的大型压水堆相比，高温气冷堆核电站示范工程只有20万千瓦。但由于其突出的固有安全性，加上发电高效、用途广泛等特点，高温气冷堆被列入未来第四代核能系统技术的6个候选堆型之一。高温气冷堆是目前世界最安全的核反应堆型之一，2006年就被列为国家科技重大专项。
自主四代核电：任何情况下不会发生堆芯融化和大量放射性释放事故
反应堆压力容器成功吊装就位
科技日报曾报道了1994年发生在清华大学核研院的10兆瓦(1兆瓦=1000千瓦)高温气冷堆核安全演示：工作人员通过操作让核反应堆冷却剂循环风机停止工作，立刻反应堆向外传输热量的能力丧失了。要知道，核反应堆在停堆之后还会继续产生热量，而不是像锅炉熄火后便不再产生热量。这个热如果不加以冷却，反应堆就可能发生堆芯熔化、放射性外泄的严重事故，这也是核安全的最主要的技术挑战。循环风机刚一停止工作，报警声便剌耳地响起，中外宾客瞪大眼睛盯住显示屏上的变化，只见正常运行的曲线急剧下降，反应堆的热功率由3000多千瓦降为几百千瓦，最后反应堆发热维持在正常运行时的1.5%左右。这表明热量通过反应堆压力壳的表面自动散发到周围环境中，而不需要任何附加的冷却系统。
