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1、小型&定义为300 MWe以下。目前最重要的模块项目是南非发起开发的110 MWe球床模块堆。美国为首的一个小组正在开发一种285 MWe的模块设计。这两种设计都是直接驱动汽轮机，利用氦气作为冷却剂，高温运行。它们是在上世纪60和70年代的几个创新型反应堆取得经验的基础上建造的。一般来说，对现代小型发电反应堆的期望是设计简单，规模生产经济，场地费用下降。很多堆的设计是故障情况下高水平的无源或固有安全性*。（注：传统反应堆安全系统是&有源的&，即它们涉及到根据指令进行电气或机械操作，其中有部分设计的系统无源操作，如压力释放阀等。它们都要求相应的备用系统。固有安全仅依靠诸如对流电流、重力或抗高温等

2、物理现象，而不是工程部件发挥功能。）有些堆设计用于远离输电网且负荷小的地区，还有些堆设计群堆运行以与大型机组竞争。美国能源部估算的50 MWe机组的发电成本为5.410.7美分/千瓦时（阿拉斯加和夏威夷的电价为5.936美分/千瓦时）。美国国会现在正在向小型模块式核电站（工厂制造的模块在现场进行安装）和先进气冷设计（多达10个以上连续建造以形成大型电站的模块设计）的研究提供资金支持。美国能源部2001年的报告对2010年可能部署的9种设计进行了审查。在俄罗斯西伯利亚的偏远地区的比利比诺联合发电站有4座小型核电机组正在运行。这4台热功率为62MWt的机组是特殊的石墨慢化沸水设计，水/蒸汽管道穿过

3、慢化剂。这些机组为当地供暖，并且每台机组生产11MWe（净）电力。自1976年以来，它们运行良好，成本远低于北极地区的 化石燃料方案。轻水堆美国的实践是非常小型的军用电站，如19621972年间在南极洲麦克默多站运行的11MWt、5 MWe（净）的PM-3A反应堆，总计发电7800万千瓦时。此外还有一项小型反应堆开发军用计划，上世纪50年代有一些小型反应堆投入使用。最大的1座是67MWe的大石角沸水堆，运行了35年，1997年关闭。俄罗斯的KLT-40是一种经过充分验证用于破冰船的反应堆，现在被建议用于除盐、驳船以及为偏远地区提供35MWe（净）电力和热能等更广泛的用途。虽然这种堆设计换料周期

4、为3年，但是我们需要正视的是它们可以成对运行以应付停堆期，也许还可以具备船上换料和乏燃料贮存能力。尽管这种反应堆堆芯通常采用强制循环冷却，但是其设计是依靠对流电流进行应急冷却。燃料为含有可燃毒物的U-Al合金，锆合金包壳，并且可以被高度浓缩。除发电外，还可以产出35MWt的热能用于海水淡化。阿根廷CNEA和INVAP正在开发的CAREM（先进型小型核电站）是一种内有蒸汽发生器的100MWt/25MWe的压水堆模块，用于发电（25MWe），或作为研究堆，也可以用于海水淡化。CAREM在其反应堆压力容器内具有完整的一级冷却剂系统（因此称为&一体&压水堆），自加压并完全依靠电流对流。燃料是标准的3.

5、4%浓度的压水堆燃料，含有可燃毒物，每年换料。这是一种可以在10年内部署的成熟设计。更大规模的反应堆还有韩国的SMART（系统集成模块先进堆），这是一种330MWt的压水堆，集成蒸汽发生器和改进的安全特性。它是设计用于发电（高达100MWe）和/或诸如海水淡化等的热能应用。其设计寿期为60年，换料循环周期为3年。目前正在按其1/5规模（65MWt）建造1座电站，2007年投入运行。日本原子能研究所（JAERI）正在开发MRX，一种小型（50300MWt）一体化压水堆，用于舰船推进或本地能源供应（30MWe）。整座设施都在工厂制造。设计采用传统的4.3%浓度的压水堆铀氧化物燃料，换料周期为3.5

6、年，安全壳内注满水以增强安全性。这种堆可以在10年内部署。西屋公司正在开发第4代反应堆-国际创新与保障堆（IRIS）。IRIS-50是50MWe的模块加压水堆，集成一回路冷却剂系统，通过对流循环。燃料与目前的轻水堆燃料近似，浓度为5%，含有可燃毒物，换料周期为5年（浓度更高，周期更长）。2010年以前可以部署。美国通用电气公司（GE）和普度大学以GE的简化沸水堆（SBWR）为基础，正在合作开发200MWe和50MWe两种规模的模块式简化沸水堆（MSBWR）。该设计利用冷却剂中的对流，5%浓度的压水堆燃料，10年换料周期。TRIGA动力系统是一种基于通用 原子能公司（GA）经过验证的研究堆设计的

7、压水堆概念。其设计是在相对低温下运行的64MWt、16.4MWe的池式系统。二回路冷却剂为有机的全氟化碳。燃料为20%浓度的铀锆氢化物，含有少量可燃毒物，换料周期为18个月。乏燃料贮存在反应堆压力容器内。得到良好开发的中小型反应堆CAREM 25MWe PWR 阿根廷CNEA和INVAPKLT-40 40MWe PWR 俄罗斯OKBMMRX 30MWe PWR 日本JAERIIRIS 50MWe PWR 美国西屋SMART 100MWe PWR 韩国KAERI模块式SBWR 50MWe BWR 美国GE和普度大学PBMR 110 MWe HTGR 南非EskomGT-MHR 185MWe HT

8、GR 美国GA，俄罗斯Minatom高温气冷堆这些反应堆使用氦气作为冷却剂，温度高达950以冲转气轮机发电，并利用一个压缩机将这些气体送回到堆芯。燃料形态为直径小于1毫米的颗粒。每个颗粒中都有1个铀碳氧化物内核，铀浓度为8%U235。这些燃料颗粒包围在碳和碳化硅的外层内，为裂变产物提供了在2000温度下仍保持稳定的安全壳。这些颗粒可以六角形石墨棱柱成块排列，或以台球大小的碳化硅包壳石墨球排列。南非正在由一个Eskom电力公司领导的合作集团，引用德国的专业技术开发采用直接循环气轮发电机的球床模块堆（PBMR）。这种模块将为110MWe，热效率约45%。多达45万个燃料球在石墨导管反应堆内连续循环

9、（每个约10次），直到燃烧完，燃料平均浓度为56%，燃耗为80000MWo天/tU（最终目标燃耗为200000 MWo天/tU）。控制棒安置于侧面反射体内。据说其负荷具有很大的灵活性，能够快速变更功率设定。每台机组最终每年将释放19吨乏燃料球，贮存在通风的厂内贮存箱内。建设费用（对于1014台机组的批量）预计为每千瓦1000美元，发电成本为每千瓦时1.6美分。Eskom持有该项目35%的股份，南非工业开发集团和黑市授权持有35%，英国核燃料有限公司（BNFL）22.5%，美国Exelon集团12.5%。根据计划，1座原型于2002年开始建造，2006年投入商业运行。美国还有一种规模更大的设计-

10、气轮模块氦反应堆（GT-MHR），这是一种直接冲转气轮机的285MWe模块，热效率为48%。其圆柱形堆芯包容102个石墨块组成的六角形燃料元件柱，和供氦气和控制棒通过的通道。堆芯内外都有石墨反射体。每18个月更换一半燃料元件。GA和俄罗斯Minatom合作，在法马通先进核能公司和日本富士公司的支持下，正在进行这种堆的开发。最初这种堆是用于燃烧俄罗斯托斯马克的纯武器级钚。设计阶段已于2001年按计划完成。电站费用预计低于每千瓦1000美元。GA还提出了这种堆的较小规模版本，1025MWe的偏远厂址模块氦反应堆（RS-MHR）。燃料浓度为20%，换料周期为68年。液态金属冷却反应堆 有包壳核热源（

11、ENHS）是美国加州大学正在开发的一种50MWe的液态金属冷却反应堆。其堆芯设在位于二次熔融金属冷却剂大池内装满金属的模块中，这种冷却剂也通过单独且不连接的蒸汽发生器。燃料是U浓度13%的铀锆合金（或是11%浓度钚的U-Pu-Zr），寿命15年。之后模块移出，厂内贮存，一直到一次铅（或铅-铋）冷却剂固化，然后将被作为成套且屏蔽物项运走。新装燃料的模块将冲装一次冷却剂。ENHS设计用于发展中国家，但是并未接近商业化。一个与此有关的项目是用于制氢的安全可运输自主反应堆-STAR-H2。这是一种铅冷却快中子模块反应堆，具有无源安全特性。400MWt的热功率意味着这种堆可以通过铁路运输，并可以采用自然

12、循环冷却。这种堆使用装在盒内的超铀氮化物燃料，每15年更换一次。反应堆780的高热通过氦气循环来驱动独立的热化学制氢站，同时较低温度的热能被用于海水淡化（多阶段闪蒸过程）。所有商业化电力都通过燃料电池由氢气生产。对于这些概念，地区燃料循环支持中心将负责燃料供应和后处理，新燃料将掺和裂变产物以阻止错用。STAR-H2设计完全燃耗铀和超铀元素，废物产生只有裂变产物。俄罗斯已经试验过几种铅冷反应堆设计，并且在其潜艇反应堆上采用铅铋冷却已经有40年了。铅-208（54%自然产生的铅）可以被中子穿透。俄罗斯有一种重要的设计是BREST快中子堆，300MWe或更大容量，使用铅作为一次冷却剂，温度达到540

13、，超临界蒸汽发生器。这种设计为固有安全性，使用铀钚氮化物燃料。不会产生武器级钚（因为没有铀再生区），乏燃料可以通过厂内设施无限地再循环。目前俄罗斯正在Beloyarsk建造1座原型堆，此外1200MWe的机组也已经编制了计划。日本电力工业中央研究所（CRIEPI）正在开发50MWe的4S或快速A系统。该堆使用钠作为冷却剂，具备无源安全特性。整台机组可以在工厂制造。燃料使用富集度15%的铀锆合金，换料周期为10年。通过逐步抽出围绕细型芯的石墨反射体来实现稳定的功率输出。2010年这种设计不太可能得到利用。出自同一日本平台但由日本原子能研究所（JAERI）资助的小型设计是200MWe快速L，使用锂

14、-6作为控制媒介。该种设计为2700个铀氮化物燃料元件细棒以2600的熔点集成到一个可弃燃料元件盒中。反应性控制系统为无源，使用锂扩展模块提供燃耗补偿，部分负荷运行以及负反应性反馈。随着反应堆温度升高，锂扩散进入堆芯，替代引入气体。其他锂模块，也被集成入燃料元件盒内，关闭或启动反应堆。冷却通过熔融钠实现。换料周期为5年，在引入气体环境下进行。鉴于固 有安全设计特性，该堆的操作不需要技巧。整座设施约6.5米高，直径2米。日本的LSPR是一种150MWt/53MWe的铅铋冷却反应堆。工厂可以提供已装料的机组，运行寿期30年，然后返厂。该种设计倾向用于发展中国家。在美国，GE在参与设计150MWe的

15、模块液态金属冷却固有安全反应堆-PRISM。熔盐反应堆上个世纪60年代，美国开发了熔盐增殖堆作为快中子增殖堆（液态金属冷却）的备选，并运行了1座小型原型堆。现在日本、俄罗斯、法国和美国对这一概念重新产生兴趣。熔盐堆（MSR）内的燃料是锂和氟化铍盐以及溶解的钍和U-233氟化物的融合物。堆芯内是经过排列的无包壳石墨，以允许约700的盐流动。热量被传递到二级盐回路，在此传递到蒸汽。裂变产物溶解到盐中，连续地被移入线上后处理回路，并替代钍-232或铀-238。锕系元素保留在反应堆内直到裂变或转换为可裂变的更高的锕系元素。MSR燃料循环吸引人的特性包括：高放废物只有裂变产物，因此放射性周期较短；武器级

16、裂变材料存量小（主要的钚同位素是钚-242）；燃料用量低（法国的自增殖转化为每十亿千瓦时50公斤钍和50公斤铀-238）；和由于无源冷却带来的任何规模都具备的安全性。先进高温堆（AHTR）是一种利用类似HTGR中使用的涂敷颗粒石墨结构燃料，使用熔融氟化盐作为一次冷却剂的设计。它与HTGR类似，但是在高温低压（小于1个大气压）下运行，热传递优于氦。冷却剂完全使用盐，可以在低压下达到7501000的温度。这就能够用于热化学氢制造。反应堆设计规模为1000MWe/2000MWt。熔融氟化盐是核热源与任何化学设施之间的首选接口流体。铝熔融行业在安全地控制它们方面提供了重要的经验。热熔盐还能够被用于二次

17、氦冷却剂通过等压循环发电。一次冷却剂上述部分设计的出现为分析审查核反应堆中使用的各种不同的一次冷却剂提供了机会：水或重水必须保持在非常高的压力下（10002200每平方英寸磅数，700015000千帕）以使其达到100以上。这对反应堆工程具有重大的影响。氦必须在同样的压力（10002200每平方英寸磅数，700015000千帕）下使用以维持足够的密度进行有效运行。这也产生工程上的影响，但是能够通过等压循环得到利用以直接驱动汽轮机。钠作为快中子反应堆通常使用的冷却剂，在大气压下沸点为883，所以尽管有工程保持其干燥以便维持的要求，但相对来说容易一些。不过，通常水/蒸汽在二次回路被用于驱动汽轮机（兰金循环），热效率要低于等压循环。铅（沸点为1794）或铅铋都能够适用于较高 温度运行。熔融氟化盐在大气压下沸点为1400，所以允许几种热量利用的选择，包括在二次等压回路中使用氦，在750时热效率为48%，1000时热效率为59%，或用于制氢。低压液态冷却剂允许其热量在高温下传递，因为热交换器中的温度下降比气态冷却剂要小。此外，因为运行和沸腾温度之间有好的裕度，用来衰减热量的无源冷却就可以实现。