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第１９卷第４期２０１８年８月南华大学学报(社会科学版)ＪｏｕｒｎａｌｏｆＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙｏｆＳｏｕｔｈＣｈｉｎａ(ＳｏｃｉａｌＳｃｉｅｎｃｅＥｄｉｔｉｏｎ)Ｖｏｌ.１９Ｎｏ.４Ａｕｇ.２０１８[收稿日期]㊀２０１８－０３－２８[基金项目]㊀湖南省自然科学基金项目 核信号数字化成形甄别关键技术研究 资助(编号:２０１８ＪＪ２３１６)[作者简介]㊀刘冲(１９６６－)ꎬ男ꎬ湖南祁阳人ꎬ南华大学电气工程学院副教授ꎬ博士ꎮ①中广核研究院有限公司工程师ꎮ先进小型核反应堆发展前景及其所面临的问题刘㊀冲ꎬ黄㊀勇①(南华大学电气工程学院ꎬ湖南衡阳４２１００１)[摘㊀要]㊀采用标准化和模块化设计的小型核反应堆在安全性和经济性方面的优势ꎬ将扩大核能在新兴工业国家和发展中国家的市场ꎬ有望成为我国核电设备出口的重要组成部分ꎮ文章描述了小型核反应堆的发展现状ꎬ分析了小型核反应堆的优势㊁应用前景及推广应用可能面临的问题ꎬ提出了在我国开展小型反应堆研究和应用的建议和策略ꎮ[关键词]㊀核能ꎻ㊀小型反应堆ꎻ㊀先进反应堆ꎻ㊀模块化[中图分类号]㊀ＴＬ４１３＋㊀[文献标识码]㊀Ａ[文章编号]㊀１６７３－０７５５(２０１８)０４－００１０－０５㊀㊀在当今全球工业经济迅速发展的时代ꎬ许多国家都面临着能源供应安全㊁环境约束等诸多现实问题ꎮ核能作为重要的新兴能源ꎬ不仅在满足世界日益增长的能源需求方面可以发挥非常重要的长期作用ꎬ而且对解决与全球气候和环境影响有关的挑战具有明显优势ꎮ小型反应堆(ＳＭＲꎬＳｍａｌｌａｎｄＭｅｄｉｕｍ￣ｓｉｚｅｄＲｅａｃ￣ｔｏｒｓ)核电站凭借初期投资少㊁建造周期短㊁可以有效解决中小电网输电问题等优势得到了世界各国ꎬ尤其是发展中国家的关注[１￣２]ꎮ采用标准化和模块化设计的先进小型反应堆ꎬ具有更高的安全性和灵活性[３]ꎬ因此ꎬ人们越来越重视小型核反应堆技术的研究㊁开发和应用ꎬ许多西方及亚洲核电国家甚至把加快先进小型反应堆研发上升到了国家战略[３]ꎮ进入２１世纪以来ꎬ全球核工业再次掀起小型核电机组的开发热潮ꎬ一方面是因为大型堆的总造价高㊁建设周期长ꎬ另一方面也存在小型电网对小堆型核电机组的需求ꎮ国际原子能机构(ＩＡＥＡꎬＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＡｇｅｎｃｙ)在本世纪初就发布了一系列小型反应堆发展报告ꎬ努力推动小型反应堆技术的研究和开发ꎬ并大力提倡小型核电厂在发展中国家的应用ꎬ鼓励发展和利用安全㊁可靠㊁经济上可行与核不扩散的中小型反应堆ꎮ由此可见ꎬ小型反应堆将成为全球核工业复兴的一个重要组成部分ꎮ一㊀小型核反应堆的发展现状根据国际原子能机构的定义ꎬ核电机组功率小于３００ＭＷｅ的反应堆为 小型反应堆 [１￣５]ꎮ按技术路线的不同ꎬ小型反应堆大致可分为轻水堆㊁高温气冷堆㊁液态金属冷却快中子反应堆和熔盐反应堆等几大类型[２ꎬ４]ꎮ小型反应堆的开发已经有几十年的历史ꎬ全球核工业已建造了数百座小型动力堆用作海军舰艇动力装置或中子源ꎬ许多国家在小型反应堆的研发㊁设计㊁建设和应用领域积累了大量的工程技术经验[５]ꎮ日本和韩国从２０世纪９０年代末就意识到了小型核电厂的潜在国际市场ꎬ并积极开展了针对发展中国家需求的小型反应堆研究ꎬ以便将来在国际市场上占据优势ꎮ美国凭借在ＡＰ６００和ＡＰ１０００研发㊁安全评审过程和综合测试结果与分析中积累的经验ꎬ对非能动安全系统的瞬态特性和设计原则有了很深刻的认识ꎬ多种先进小型压水堆方案开始从概念阶段走向全面工程设计和安全评估阶段ꎬ 非能动 的理念也引入到小型堆设计中ꎮ美国 国际革新安全反应堆 (ＩＲＩＳꎬＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＲｅａｃｔｏｒＩｎｎｏｖａｔｉｖｅａｎｄＳｅｃｕｒｅ)项目是最早进入全面工程设计和安全评估的先进小型压水堆ꎬ采用了一体化㊁模块化压水堆设计方案ꎬ在固有安全性方面较传统堆型有较大改善[６￣９]ꎬ有效地提高了反应堆的安全性和经济性ꎬ它的一些设计方案基本成为了现有先进小型压水堆的设计标准ꎬ众多其它的先进小型压水堆方案大多都参考了ＩＲＩＳ设计原则和安全评估方法ꎮ比如ꎬ美国的ＮｕＳｃａｌｅ多功能小型压水堆和西屋小型压水堆(ＷｅｓｔｉｎｇｈｏｕｓｅＳＭＲ)ꎬ充分利用了已有的非能动安全系统和部件设计ꎬ在技术成熟度上达到了较高的水平ꎮ法国Ｆｌｅｘｂｌｕｅ小型压水堆ꎬ是法国原子能与替代能源委员会同多个公司合作研发的一种下潜式㊁柱形全模块化移动式的海上浮动核电站ꎮ此外ꎬ法国原子技术公司也开发了具有非能动安全特性的ＮＰ３００型压水堆ꎬ其设计目标是为海外市场提供电力㊁热力和海水淡化服务ꎮ俄罗斯的ＫＬＴ￣４０Ｓ是一种用于破冰船上的小型反应堆ꎬ可用于偏远地区的供电与供热ꎮ阿根廷国家原子能委员会开发的先进小型核电厂则是采用一体化蒸汽发生器的模块式压水堆ꎬ用于发电㊁海水淡化或作为研究堆ꎮ韩国设计的ＳＭＡＲＴ反应堆则具有一体化的蒸汽发生器和先进的安全特性ꎬ主要用于发电㊁供热以及海水淡化ꎬ等等ꎮ近年来ꎬ我国核电企业也加快了小型核反应堆研发和推广步伐ꎬ在满足海上钻井平台ꎬ海岛开发ꎬ偏远地区等供电㊁供热㊁海水淡化ꎬ核能制冷等多元化需求方面做了大量工作ꎮ我国的ＣＮＰ３００压水反应堆最早在秦山核电站建设投运ꎻ自主研发的ＮＨＲ￣２００则是一个构造简单且高效率的一体化压水堆ꎬ可用于地区供热或海水淡化ꎻＡＣＰＲ５０Ｓ海上核动力平台是中国广核集团自主研发㊁自主设计的紧凑型㊁多用途海上小型反应堆技术ꎬ是一个以满足最高核安全要求和海洋用户需求为目标的分布式海洋综合能源系统ꎬ其单堆热功率为２００ＭＷꎬ可为海上油气田开采㊁海岛开发等领域的供电㊁供热和海水淡化提供可靠㊁稳定的电力ꎻ中核集团研发的ＡＣＰ１００Ｓ海上小堆技术已被纳入我国能源创新 十三五 规划ꎮ作为小型反应堆ＡＣＰ１００的海上应用型号ꎬＡＣＰ１００Ｓ则是完全自主研发㊁自主设计的小型海上反应堆ꎮＡＣＰ１００Ｓ在研发设计原则上满足最新核安全法规及相关导则的要求ꎬ吸收和借鉴了第三代核电技术和先进设计理念ꎬ实现了研发和工程相结合㊁科研和试验验证相结合ꎮ事实上ꎬ中国核工业集团公司㊁中国广核集团公司㊁国家核电技术有限公司㊁中国电力投资集团公司㊁清华大学都在开展小堆的前期工作ꎬ中船重工集团也进行了海洋核动力平台的研发ꎬ初步形成了不同功率匹配的海洋核动力平台方案[６]ꎮ二㊀小型反应堆的应用前景随着世界各国经济的不断发展ꎬ对电力的需求在不断增加ꎬ越来越多的国家计划发展核电[６￣７]ꎬ而小型反应堆不仅具有核能发电㊁城市采暖供热㊁工业工艺供热/供电㊁海水淡化等多种功能ꎬ还可以与其它新能源组成联合能源系统ꎮ许多海岛国家和海岸线长的国家都明确表示对海上小堆型核电站的急切需求ꎬ这些国家将是核电技术和装备的主要目标市场ꎬ这也为我国核电行业进入海外市场提供了良好的机遇ꎮ(一)小型反应堆的优势小型堆以其安全性能高㊁运行灵活㊁适应性强㊁用途广等诸多优势ꎬ在未来具有较为广阔的发展空间[８ꎬ１０￣１２]ꎮ与传统的大功率反应堆相比ꎬＳＭＲ的选址也更为灵活ꎮ大型核电站至少需要３００英亩的土地ꎬ而ＳＭＲ仅需要４０英亩ꎬ海上核电站还可以建设在海上移动平台上ꎮ传统核电站的投建成本约１００~１５０亿美元ꎬ而修建两个ＳＭＲ机组核电厂的耗资仅１０~２０亿美元ꎮ成本是决定产业命运的关键因素ꎬ这样的成本规模显然极具吸引力ꎬ更为重要的是ＳＭＲ有望在未来９~１０年内实现商业化批量生产ꎮ(二)小型反应堆是未来核电的现实选择小型反应堆不仅建造周期短㊁成本低ꎬ而且可以通过相应的交通工具运输ꎬ能够为偏远地区或海岛提供现实的㊁经济可行的能源保障ꎮ小型反应堆还可以作为应对各种紧急情况的备用电源ꎬ为遭受自然灾害袭击的地区提供电源ꎬ从而提升对突发性灾害的应急处理能力ꎮ在这方面ꎬ美国和俄罗斯等国家已经走在世界前列ꎮ美国政府已经着手部署规模小㊁建设方便的微型核反应堆发展规划ꎮ俄罗斯用于破冰船上的ＫＬＴ￣４０Ｓ小型反应堆有望在近期投入运行ꎮ此外ꎬ由于大型核反应堆的一次性投资成本很高ꎬ许多发展中国家难以承担和解决核电站建设的一次性融资问题ꎬ而小型堆机组规模小㊁初期投入成本低ꎬ它既可以单个机组建造ꎬ也可以通过选择多个这样的系列化小型堆模块ꎬ分阶段㊁分批次的资金投入和滚动式发展的核电建设方式ꎬ来逐步增加核电站发电容量ꎬ最终建成一座大型核电站ꎮ与大型核电机组不同的是ꎬ其规模经济性是通过增加模块数量来实现的ꎮ因此ꎬ备受这些国家的关注ꎮ(三)海上小堆核电站市场巨大长期以来ꎬ由于住人岛屿远离大陆ꎬ电力供给和淡水供应一直是个难题ꎮ许多岛屿居民的电力和淡水供应得不到保障ꎬ难以满足经济发展的需要ꎮ近海石油㊁天然气开发ꎬ同样也面临着钻井平台电力保障供应和淡水供给的现实问题[８]ꎮ随着海洋资源开发平台规模扩大㊁数量增多ꎬ对动力能源需求更加１１第４期刘㊀冲ꎬ黄㊀勇:先进小型核反应堆发展前景及其所面临的问题迫切ꎮ海上小堆技术的应用则是解决远海能源供给的重要途径ꎬ更加有助于提升一个国家的海上资源开发能力ꎮ因此ꎬ所有这些因素也是促成加速建造海上核电站的动因ꎬ 即插即用 型的小型模块化反应堆更受关注ꎬ应用前景广阔ꎬ海上核电站时代已经来临ꎮ在国外ꎬ按照规划ꎬ俄罗斯还将建设一批浮动式核电站ꎬ为大型工业项目㊁港口城市㊁海上油气钻探平台提供能源ꎮ包括印尼㊁马来西亚㊁阿尔及利亚和阿根廷在内的近２０个国家都对此表示了浓厚的兴趣ꎬ亚洲被认为可能是海上核电站的最大市场ꎮ在国内ꎬ我国海域辽阔ꎬ西沙群岛㊁南沙群岛等远离大陆数百甚至上千公里ꎬ海上核电站将在我国海洋开发与建设中发挥重要作用ꎮ仅就海上石油钻采方面的需求而言ꎬ未来市场规模将超过１０００亿元ꎬ仅渤海湾每年就将形成５００亿元的核动力装备制造产值ꎬ同时带动相关配套产业的发展ꎬ可满足渤海海洋开发的市场需求ꎬ经济效益显著ꎮ此外ꎬ中国拟计划未来几年在南海各岛礁建造２０座海上核动力浮动平台ꎬ按照每座造价２０~３０亿元造价ꎬ总造价大约为４００~６００亿元ꎮ海洋核动力平台的建造将支撑起我国对南海地区的实际控制㊁开发能力ꎬ完善南海地区的电力和能源系统ꎬ从而拉动南海地区的商业开发和我国相关产业的快速发展[１３]ꎮ三㊀小型反应堆推广应用所面临的问题小型反应堆凭借着其自身的优势ꎬ得到了世界各国尤其是发展中国家的关注ꎮ因为应用范围㊁运营监管方式等不同于大型商业压水堆的特点ꎬ小型模块化反应堆将带来核能系统的全面革新ꎬ发展小堆被业内认为是再造一个新的核工业ꎮ中国核电产业要想走出国门ꎬ在海外开拓小型反应堆国际市场并取得长足发展ꎬ除了要面临来自激烈的国际竞争压力和不确定性政治风险外部因素影响外ꎬ小型反应堆技术问题㊁安全性与经济性问题等ꎬ也是我国核电行业必须面对的现实问题ꎮ(一)小堆技术问题虽然我国在小型模块化反应堆的设计㊁研发和建造上取得了一定的成果ꎬ但是ꎬ反应堆小型模块化不只是尺寸上的简单缩小ꎬ更是反应堆技术的系统性变革ꎮ尤其是海上核电站建造的环境大多是近海或远海ꎬ由于其特殊的运行环境和作业环境ꎬ现有的技术并不能直接应用并制造出经济性良好和性能安全可靠的民用海上核动力平台ꎬ其设计和装备制造仍具有很高的竞争门槛ꎬ同时还要兼顾技术上的自主性和成熟性㊁装备设施性能的先进性等ꎬ才能在目标市场上具有较强的竞争优势ꎮ与核电强国相比ꎬ我国在小型反应堆特别是海上小堆技术方面的研究起步较晚ꎬ到目前为此ꎬ我国还没有成型的商业化小堆技术方案完成建造ꎬ小型反应堆技术的成熟性和前景如何仍有待具体示范工程项目的验证ꎮ(二)小堆安全性问题在安全方面ꎬ世界各国在核电建设时都无一例外地始终坚持质量第一㊁安全第一的原则ꎮ在基于小堆技术的新型核电站的设计㊁建造和运行中ꎬ都要采用纵深防御机制和非能动安全技术ꎬ从设备上和措施上提供多层次的重叠保护ꎬ确保反应堆的反应性得到有效的控制㊁燃料组件得到充分冷却㊁放射性物质能有效屏蔽和任何情况下都不发生泄漏ꎮ由于小型反应堆电站的初期投资规模小㊁选址要求低㊁建设比较灵活ꎬ小型反应堆甚至可以应用于电负荷较高㊁人群较密的城区ꎮ因此ꎬ建造地域分布将会更加分散ꎬ特别是海上核电站所依赖的平台环境大多远离大陆ꎬ在运行过程中必将都会受到包括自然环境㊁意外事件㊁安全监管与安防条件等各种特殊外部因素影响ꎬ在现有的技术条件和运营管理经验下ꎬ促进小型反应堆核电产业发展ꎬ如何解决小型堆的安全性问题也是我国核电行业必须面临的新挑战ꎮ(三)小堆经济性问题包括海上小堆在内的小型反应堆ꎬ虽然具有很多优势ꎬ但也存在发展劣势ꎬ主要表现在:(１)建造成本问题ꎮ因为小型反应堆的单位功率的系统设备费㊁燃料费㊁操纵员培训费㊁人员管理费㊁审评费及后处理费等等都可能增加ꎬ这就意味着反应堆的单位千瓦材料成本有可能随着尺寸的减小而增加[５ꎬ１４]ꎮ(２)建造周期问题ꎮ采用模块化设计㊁设备系统模块化工厂预制和现场模块化组装建设的小型堆ꎬ单堆的优势并不突出ꎮ比如小堆群项目ꎬ由于某些原因导致后续小堆项目不能按原计划进行ꎬ其规模经济性和整体的建设周期可能就不再具有优势ꎮ(３)审批方面的问题ꎮ由于目前各国的法律法规㊁核电项目审评程序等主要是针对大型核电站的ꎬ发展小堆就必须为其设施制造制定出新的审批和检查程序ꎬ这些都将延长工程的建设周期ꎬ从而影响经济效益ꎮ(４)退役问题ꎮ小堆的乏燃料处理更复杂ꎬ场址分布更加分散ꎬ使得小堆退役过程也更为复杂ꎬ需要投入更多的资金来建造专门的核设施退役和乏燃料处理工厂ꎮ２１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀南华大学学报(社会科学版)㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０１８年因此ꎬ在小型堆开发与应用中ꎬ安全可靠性㊁完全自主知识产权的核心技术㊁完善的法律法规和标准体系㊁完整的装备制造产业链及其经济性等ꎬ都是关系到小堆技术能否进入国际市场的重要因素ꎮ四㊀小型堆研发与应用市场拓展的策略与措施纵观全球ꎬ新兴经济体国家因经济发展㊁电力短缺以及环境因素等问题急需清洁能源支持ꎬ未来核电发展及全球核电市场开始由发达国家向新兴经济体国家转移ꎮ目前ꎬ中国核电 走出去 的目标市场集中定位在 一带一路 沿线国家ꎬ小堆型核电的优势在这些国家的核电发展中尤为明显ꎬ因此ꎬ针对我国小堆核电技术 走出去 面临的现实状况提出以下建议ꎮ(一)加强顶层设计ꎬ形成国家战略核电作为高技术与资金密集型相结合的产业ꎬ加上核电行业涉及到国家安全㊁核技术与核扩散等一系列敏感问题ꎬ国家之间的核电合作基本上都是外交行为与商业行为ꎬ由国家层面主导和推动ꎮ国家相关部门在做 一带一路 ㊁互联互通等市场布局时ꎬ要专门研究沿线国家小型堆核电市场的布局㊁供给和竞争形势ꎬ明晰哪些国家有发展小型反应堆核电站的需求和潜在市场规模ꎮ(二)深化体制改革ꎬ规范经营秩序小型反应堆的大规模高速发展将对我国核电体制提出更高的要求ꎬ进一步深化核电体制改革成为现阶段急需解决的问题ꎮ政府应统筹规划和完善核电 走出去 战略ꎬ建立一个强有力的调节机制ꎬ由高层领导直接牵头ꎬ多部门共同参与ꎬ通过深化核电体制改革ꎬ建立科学㊁开放㊁公平的核电市场准入原则ꎬ规范企业经营秩序ꎬ整合我国小型堆研发的各方力量ꎬ核电企业抱团出海ꎬ才能真正发挥 国家队 的优势ꎮ(三)加快技术研发ꎬ创新合作模式要使中国核电真正走出去ꎬ打开 丝路 沿线国家小型堆核电市场ꎬ必须要加速小堆技术的全面研发ꎮ同时ꎬ要打破核电研究机构和企业各自为政的局面ꎬ研究机构与核电企业之间㊁核电企业内部都应开展各种形式的合作ꎬ在国内外小堆建设和运营中实现互利共赢ꎮ只有拥有自主知识产权的小堆反应堆核心技术和建立有效的合作机制ꎬ才能在核电强国觊觎的 丝路 沿线国家的小型堆核电市场和激烈的国际核电市场中立于不败之地ꎮ(四)加强风险评估ꎬ完善法律体系中国核电 走出去 必须充分考虑目标市场潜在的政治环境与安全风险ꎬ对这些风险做出充分评估和准确判断ꎬ采取有效应对措施和策略ꎬ制定出最优的投资模式ꎬ化风险为机遇ꎮ政府要主导进行权威性评估ꎬ建立政治风险防控信息平台ꎬ及时向国内企业发布相关地区的政治风险信息ꎬ有效规避所在地区存在的重大政治风险与战乱隐患ꎮ同时ꎬ建立相应的风险预警与特殊情况处置机制ꎬ帮助对外投资企业消除政治方面的系统性风险ꎮ还要发挥行业协会㊁商会㊁ＮＧＯ(非政府组织)等非官方平台的沟通作用ꎬ为企业 走出去 及在东道国落地生根创造良好的社会环境ꎮ目前ꎬ我国涉核法律体系建设还远远落后于核电发展步伐ꎬ无法适应我国核电产业 走出去 的要求ꎬ应该尽快完善我国涉核法律建设ꎮ首先ꎬ要完善国内涉核法律体系建设ꎬ形成较为完善的核能法律法规体系ꎮ可以通过借鉴西方国家核安全立法先进经验ꎬ制定适合中国国情的法律ꎬ同时完善相应部门的规章制度[１５￣１６]ꎮ其次ꎬ要加快统一我国核电标准技术路线ꎬ尽快形成完整的核电标准体系ꎮ只有这样ꎬ才能提升我国在涉核国际规则制定中的话语权ꎬ从而使我国在国际涉核事务上占据主动权ꎬ为我国核电进军海外核电市场提供法律保障ꎮ五㊀结㊀语先进小型反应堆设计方案普遍采用了模块化㊁一体化设计和非能动安全系统ꎬ有效地提高了反应堆的安全性和经济性ꎮ目前ꎬ随着国际核电市场稳步复苏㊁核电技术不断改进和建设成本逐步下降ꎬ许多核电国家纷纷调整了核能发展战略ꎬ将小型反应堆作为未来核电发展的重点ꎬ目的是扩大核能在多种领域的应用ꎬ并提高在国际核能市场的竞争优势ꎮ我国应加快完善小型反应堆的安全法律法规㊁规范标准和健全管理体系的步伐ꎬ推行小型反应堆运营管理专业化模式ꎬ致力于发展小堆自主核心技术ꎬ加快推进性能更先进㊁安全系数更高的先进小型核反应堆的研发进程ꎬ积极参与小型堆核电的国际市场竞争ꎮ[参考文献][１]㊀ＩＡＥＡ.ＳｔａｔｕｓｏｆＳｍａｌｌａｎｄＭｅｄｉｕｍＳｉｚｅｄＲｅａｃｔｏｒＤｅｓｉｇｎｓ[Ｒ].Ｖｉｅｎｎａ:ＩＡＥＡꎬ２０１２.[２]㊀刘志铭ꎬ丁亮波.世界小型核电反应堆现状众发展概况[Ｊ].国际电力ꎬ２００５ꎬ９(６):２７￣３１.[３]㊀陈培培ꎬ周赟.世界先进小型压水堆发展状况[Ｊ].核动力工程ꎬ２０１２ꎬ３３(５):１３６￣１３９.[４]㊀张国旭ꎬ解衡ꎬ谢菲.小型模块式压水堆设计综述[Ｊ].３１第４期刘㊀冲ꎬ黄㊀勇:先进小型核反应堆发展前景及其所面临的问题原子能科学技术ꎬ２０１５ꎬ４９(增刊１):４０￣４７.[５]㊀郭志峰ꎬ王海丹.中小型核电反应堆的市场前景[Ｊ].国外核新闻ꎬ２０１１(５):１８￣１９.[６]㊀熊厚华ꎬ杜继富ꎬ曾正魁ꎬ等.模块式小型反应堆研发现状及前景分析[Ｊ].价值工程ꎬ２０１５(２):３０￣３１. [７]㊀陈传涓ꎬ李家杰ꎬ杨泽华ꎬ等.小型反应堆技术及我国应用前景[Ｃ]//.宁波:先进核电站技术研讨会ꎬ２０１３(９):５￣１２.[８]㊀ＩＡＥＡ.ＡｄｖａｎｃｅｉｎＳＭＲｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ[Ｒ].Ｖｉ￣ｅｎｎａ:ＩＡＥＡꎬ２０１４.[９]㊀林一平ꎬ陈玲玲.建造浮动式核电站群势在必行[Ｊ].交通与运输ꎬ２０１７(１):５３￣５５.[１０]㊀周蓝宇ꎬ齐实ꎬ周涛.小型模块化反应堆发展趋势及前景[Ｊ].科技创新与应用ꎬ２０１７(２１):１９５￣１９６. [１１]㊀李佳佳ꎬ刘峰ꎬ赵芳.国外海上浮动核电站的产业发展现状[Ｊ].船舶工程ꎬ２０１７ꎬ３９(４):７￣１１.[１２]㊀陈培培ꎬ周赟.我国发展先进小型轻水反应堆的一些思考[Ｊ].中国核电ꎬ２０１２ꎬ５(１):１３６￣１３９.[１３]㊀陈文军ꎬ姜胜耀.中国发展小型堆核能系统的可行性研究[Ｊ].核动力工程ꎬ２０１３ꎬ３４(２):１５３￣１５６.[１４]㊀张宇.我国小型堆项目开发前景分析和探讨[Ｊ].能源工程ꎬ２０１２(６):１４￣１７.[１５]㊀胡帮达.我国核安全法规体系的问题及其完善[Ｊ].世界环境ꎬ２０１７(２):１６￣１７.[１６]㊀刘峰ꎬ李佳佳ꎬ刘丽红ꎬ等.国外海上浮动核电站政策和标准规范[Ｊ].船舶工程ꎬ２０１７ꎬ３９(４):１２￣１５.ＴｈｅＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔＰｒｏｓｐｅｃｔａｎｄＰｒｏｂｌｅｍｓｏｆＡｄｖａｎｃｅｄＳｍａｌｌＮｕｃｌｅａｒＲｅａｃｔｏｒＬＩＵＣｈｏｎｇꎬＨＵＡＮＧＹｏｎｇ(ＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙｏｆＳｏｕｔｈＣｈｉｎａꎬＨｅｎｇｙａｎｇ４２１００１ꎬＣｈｉｎａ)Ａｂｓｔｒａｃｔ:㊀Ｔｈｅａｄｖａｎｔａｇｅｓｉｎｓａｆｅｔｙａｎｄｅｃｏｎｏｍｙｅｎａｂｌｅｓｓｍａｌｌｍｏｄｕｌａｒｒｅａｃｔｏｒｓ(ＳＭＲｓ)ꎬｗｈｉｃｈａｒｅｃｈａｒａｃｔｅｒｉｚｅｄｂｙｓｔａｎｄａｒｄ￣ｉｚｅｄａｎｄｍｏｄｕｌａｒｄｅｓｉｇｎｓꎬｔｏｅｘｐａｎｄｎｕｃｌｅａｒｅｎｅｒｇｙｍａｒｋｅｔｓｉｎｅｍｅｒｇｉｎｇｉｎｄｕｓｔｒｉａｌｃｏｕｎｔｒｉｅｓａｎｄｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇｃｏｕｎｔｒｉｅｓꎬａｎｄｂｅｃｏｍｅａｎｉｍｐｏｒｔａｎｔｐａｒｔｏｆＣｈｉｎａ'ｓｅｘｐｏｒｔｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔ.ＴｈｉｓｐａｐｅｒｄｅｓｃｒｉｂｅｓｔｈｅｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｓｔａｔｕｓａｎｄａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｐｒｏｓｐｅｃｔｓｏｆＳＭＲｓꎬａｎａｌｙｚｅｓｔｈｅｐｏｓｓｉｂｌｅｐｒｏｂｌｅｍｓｏｆｐｏｐｕｌａｒｉｚａｔｉｏｎａｎｄａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎꎬａｎｄｐｕｔｓｆｏｒｗａｒｄｓｏｍｅｓｕｇｇｅｓｔｉｏｎｓａｎｄｓｔｒａｔｅｇｉｅｓｆｏｒｔｈｅｒｅ￣ｓｅａｒｃｈａｎｄａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｏｆＳＭＲｓｉｎＣｈｉｎａ.Ｋｅｙｗｏｒｄｓ:㊀ｎｕｃｌｅａｒｅｎｅｒｇｙꎻ㊀ＳＭＲｓꎻ㊀ａｄｖａｎｃｅｄｒｅａｃｔｏｒｓꎻ㊀ｍｏｄｕｌａｒｉｚａｔｉｏｎ４１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀南华大学学报(社会科学版)㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０１８年。
核反应堆——堆型简介核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。
目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。
世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。
下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。
1、压水堆压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。
最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，参见图1 (a)。
柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m，参见图1 (c)。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能，所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂，且水在反应堆内不沸腾。
要使水不沸腾——获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态，所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。
我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站、江苏田湾核电站均属于这种堆型。
第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。
EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。
这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；6、EPR的电功率约为1600兆瓦。
具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。
另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。
未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。
先进核反应堆及多用途模块化小型堆建造与技术开发方案一、实施背景随着全球能源需求的不断增长和环境污染问题的日益严重，寻求清洁、高效、可持续的能源解决方案成为当务之急。
核能作为一种低碳、高能效的能源形式，具有巨大的潜力。
然而，传统的大型核电站存在建设周期长、投资大、安全风险高等问题。
因此，开发先进核反应堆及多用途模块化小型堆成为一种重要的技术路径。
二、工作原理先进核反应堆及多用途模块化小型堆是一种基于先进核技术的小型核反应堆系统，具有高度安全性、高效能源利用和灵活多样的能源输出能力。
其核心是采用先进的燃料设计和被动安全系统，能够在事故情况下自动停止核链式反应，大大降低了核事故的风险。
同时，模块化设计使得核反应堆可以在工厂制造并进行快速安装，大大缩短了建设周期。
三、实施计划步骤1. 技术研发阶段：进行先进核反应堆的燃料设计、被动安全系统的研发以及模块化设计的优化。
2. 原型建造阶段：根据研发成果，建造先进核反应堆的原型，并进行实际测试和验证。
3. 小型堆建造阶段：根据原型的成功经验，开始批量建造小型核反应堆，并进行模块化设计和工厂制造。
4. 安装和调试阶段：将建造好的小型核反应堆模块化单元运输到目标地点进行安装和调试。
5. 运行和监测阶段：启动小型核反应堆，进行长期的运行和监测，收集数据并进行分析。
四、适用范围先进核反应堆及多用途模块化小型堆适用于多个领域，包括但不限于以下几个方面：1. 提供清洁能源：小型核反应堆可以为偏远地区、岛屿和发展中国家提供稳定的清洁能源供应。
2. 电力供应：小型核反应堆可以作为电网的补充，满足电力需求的峰值和调峰需求。
3. 热能供应：小型核反应堆可以用于供热，满足工业和居民的热能需求。
4. 海水淡化：小型核反应堆可以用于驱动海水淡化设备，解决水资源短缺问题。
五、创新要点1. 先进燃料设计：采用先进的燃料设计，提高燃料利用率和核反应堆的经济性。
2. 被动安全系统：设计具有被动安全系统的核反应堆，能够在事故情况下自动停止核链式反应，提高核安全性。
第四代反应堆的六种类型
第四代反应堆是指采用新型反应堆结构、新型燃料、新型冷却剂和新型控制系统的反应堆。
它具有更高的安全性、更高的可靠性、更高的热效率和更低的核废料产生量。
第四代反应堆的六种类型主要有：
1、质子反应堆：采用质子反应堆结构，燃料为铀系燃料，冷却剂为水或氦气，控制系统
采用控制棒技术。
2、中子反应堆：采用中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统采用
控制棒技术。
3、热中子反应堆：采用热中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统
采用控制棒技术。
4、超热中子反应堆：采用超热中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制
系统采用控制棒技术。
5、热电反应堆：采用热电反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统采用
控制棒技术。
6、质子-中子反应堆：采用质子-中子反应堆结构，燃料为铀系燃料和钚系燃料，冷却剂
为氦气，控制系统采用控制棒技术。
先进的液态金属反应堆国～一美国能源部负责(Argonne)国家实验室的IFR(一体化挟堆)的概念应用到通用电气(GE)公司的动力堆改进型小型模件(PRISM)增殖反应堆的设计中去.1一体化快堆(IFR)IIR概念包括游泳池型增殖反应堆,金属合金燃料,以及高温冶金处理燃料循环.由于IFR的这两个特征,使得该堆同世界上所有其他液态金属反应堆相比具有的不同之处是:燃料类型和燃料循环技术.该燃料是铀,钚和锆的金属合金.按照阿贡的观点,金属燃料具有重要的新安全特性,并可在冶金工艺(常称高温冶金处理)的基础土,大大地简化燃料循环.多年来,由于金属燃料反应堆成功地应用在爱迭荷州阿贡的2号实验性增殖反应堆(EBR—I)上,从而确定了该堆型的性能.燃耗深度在150000~200000兆瓦日/吨的范围.1986年,在EBR—I上进行了极其重要的系列试验,证明了装有金属燃料的ALMR的无源安全特性,还模拟了两类未能紧急停堆的预期瞬态(ATws)事件.在同一天分别进行了这两类试验,即进行了实际电厂在满功率运行时发生了全厂断电和丧失热阱事故的模拟试验.此时,暂时避开了紧急停堆回路,且无操纵员干预. 在这两种事故情况下,EBR—I能方便地自行停堆,在低功率工况下,通过自然循环将余热导出,而燃料和反应堆装置均没有遭到损坏.通过阿贡所作的分析得出:该优点不仅适用于EBR—I的小功率反应堆,它还可扩大适用于10O0Mw或更大功率的反应堆.ALMR的反应堆要求闭路燃料循环,并且在一体化挟堆计划中,正在开发的燃料循环技术与其他国家正推行的燃料循环技术相比有极大的不同.在世界上的另一些地方,后处理是建立在PuREx溶解萃取的基础上,而制造则是建立在氧化物颗粒粉碎和烧结的基础上.这些处理的可行性虽然已经过了长时间的论证,但是,PUREX/氧化物技术规模的经济性要求具备很大的设施,即它必须具有能服务于l0座反应堆的能力在一体化快堆的燃料循环中,采用了相关的高温,金属基本的处理——高温冶金处理.这是可在小设施上实现的简单批量生产过程.在小容量上,它具有潜在韵经济性,也许仅用在一座或几座反应堆.在美国的范围内,没有能用于初始ALMR的民用后处理设施.对于ALMR的推广来说,小规模设施燃料循环技术的经济性是推广应用的前提.一在高温冶炼处理中有三个关链的步骤:(1)电提炼..在电提炼中,唯一的步骤是熔化燃料,并且通过电子传递的作用,使重金属从裂变产物中分离出来,聚集到收集器的阴极上.(2)阴极处理.在阴极处理中,重金属通过还原从阴极被提取,同时被浇铸进入提炼金属的铸模.(3)浇铸.在浇铸过程中,制造新的金属燃料捧束.阿贡正在准备EBR—I型燃料循环设施,以供来年初进行高温冶炼处理的验证.2PRISM反应堆由GE公习领导的工业小组正在进行PRISM反应堆的设计.而阿贡的一体化快堆计划仅提供金属燃辩和燃料循环.其他一些国家实验室在技术开发方面提供支持,并使之有效.在关矬{生的开发和实验领域中,也有一些国际闯的协作和参与.由电力成员加入的电力研究所已提供了技术和计划两者的评审,以及与DOE合作的导则ALMR计划的反应堆殴计耜发执照的尝试,目前处在改进的概念设计阶段,正瞄准开发一个长期的,竞争性的增殖反直堆,用以提高防护和调节安全特性.完成初步设计和最终设计后,为了证实实际运转性能的持续过程中的非能动及周有的安全特性的概念,计划建造一个全尺寸原型反应堆.大约在2005年,期待由美国核管会鉴定标准电广妁设计,并按GE公司的意见,约在2010g投入商业运行.3总体设计ALMR作为安全,可靠和经济竞争的液态钠冷却的快能谱增殖反应堆核电厂设计,具有下列关键的特征:?紧凑反应堆模块的尺寸规模能够便于工厂制造和装运到内地或水边现场,同时兔许全尺寸原型试验,以便确认预定的安全和性能特性.?在过冷和超功率瞬态期间,由于故障而停堆,无源反应性降低.为了获得安全.稳定的状态,通过运行人员的操作,从停堆到冷态有充裕的时间. ?在热阱损失事故时,非能动衰变热排除,对运行人员的差错和设备的故障是不会有影响的.?通过简单的无源安全特性以防止严重事故的扩展,致使放射性释放很小,正式的公众评价计划和训练是不必要的.?燃料的增殖能力大于它的消耗.?作为起动的裂变材料,选择应用或者是钚,或者是来自轻水反应堆乏燃料的锕系废料,或者是由于核军备撤除所获得的多余的钚.,合适的堆芯设计选择采用参考金属的燃料循环,或氧化物燃料循环. 商业参考的ALMR电厂,要有9个反应堆模块,按S个为一组考虑,每组电功率为480MWe,电厂总的净电功率为1440MWe.三个相同反应堆模块的每个动力装置的特征是,每个反应堆有自己的核安全级反应堆设备和高工业化水平的中间热交换系统和蒸.6O汽发生器,但共同输送过热蒸汽到单个汽轮机.480MWe和960Mwe 的教小型电厂规模是可行的,这就可以向电力公司提供合适的电r规模,以满足其规划负荷的增长.ALMR金属燃料循环引人注目的特征,是由于ALMR的快中子能潜使得高放,长半衰期锕系金属的裂变产物返回反应堆堆芯去的金属燃料循环成为可能锕系金属的裂变防碍他们的积累和对后续处理的需要.裂变其自身的锕系金属的PR1SM的这一能力,在没有重大的技术和经济突加的储况下,它可扩展为ALMR金属燃料循环,采I用锕系金属生产其她反应堆的起动燃料,提供了吸引人的废物管理的效益. 4反应堆装置模块反应堆装置模块的直径为6.1米(20英尺),其出运重量为800吨,不包括可拆卸内部部件各自运输的重量.反应堆和安全壳顶端下面没有贯穿件.该反应堆是游泳池式的设计,在反应堆容器内部,一回路钠的再循环是通过4个浸入水中的,自身冷却的电磁泵实现的.两个中间热交换器(IHX)转递热量给中间热输送系统(THTs)的钠,钠又依次把热量传递给蒸汽发生器以生产过热蒸汽.这种高而细长的反应堆几何形状使得内部流动分布均匀,稳定,同时自然循环用于停堆后余热的排除.反应堆同其安全系统之间是通过一排铁和天然橡胶交替布置组成的防震阻尼器予以水平隔离垂直的隔离是不需要的,因为这种结构在垂直方向不易弯曲.允许的基本安全停堆地震地面运动加速度峰值是0.3g,由于结构设计上的裕度,使其能适应更严重的地震,地面运动加速度峰值接近1.Og.5堆芯该中心堆芯是由66盒主燃料组件,30盒中间再生区组件,6根控制棒,1个硼球最终停堆装置和6台气体膨胀模型(GEMs)不均匀排裂的.宙绕中心堆芯的是42盒径向的再生区组件,48盒反射层组件,以及54盒屏蔽组件.标准燃料是一种25%的铀,l0的钚和l0锫的三元台金.GE公司宣称,金属燃料提供了失冷和瞬时超功率事件的优良的负反应性反馈,同时还计划提供竞争性燃料的成本.标准的运行循环之间的换料局期是24个月.6个GEMs位于堆芯的周围,在发生一回路钠流量丧失事件耐,以提供附加的安全裕度.GENs是空心组合的导管,顶端闭合,底端开口,肉部充满氦气,象反应堆容器的复盖气体一样.当主泵不运转,泵入口压力较低,气体膨胀并使液态钠的液位降到低于活动区域,引起中子泄漏的增加,从而极大减少了反应性.6无源停堆余热排除ALMR的设计具有无源排热和反应性停堆的特点,即当运行系统发生非预期的事故时,它能使反应堆达到安全,可靠的状态.反应堆正常停堆时的余热排除是通过中间热交换系统和蒸汽发生器到汽轮机冷凝装置以及外部热阱来实现的.该辅助冷却系统(ACS)是通过蒸汽发生器外壳的直接冷挪方式——包同壳体周围的大气的强追或自然对流方式,提供交替的排热方法.反应堆容器辅助冷却系统(RV ACS)是一个安全级的无源衰变热排除系统,它借助于环绕安全壳的空气的自然循环来运行.它始终运行着,而不需要泵,且在流通中不需要关闭件.在功率运行期问,当中间热交换器丧失其正常功能的罕见事故时,该反应堆将紧急停.堆,并且反应堆压力壳辅助冷却系统将连续地从反应堆装置中排除热量.-GE宣称:RV ACS设计用于ALMR已显示出对偶然事件的极大余裕度,例如,流动的阻塞和表面污物的阻塞.例如,大规模结构倒塌阻止相当于75%空气的输送,将导致峰值温度仍低干AsME级D结构极限设计的倾向.一个事件更多的情况,包括空气的通道完全吼,,在没有趣5ASME级D极限值的情况,它将可维持12小时以上.7边一回路系统边界包括反应堆容器,密封焊接反应堆密闭封头,相联的隔离阀门,控制棒操纵室,干井和中间热交换器(IHXs)的管子表面.在功率运行期间,反应堆是气密封的,所有的钠和反应堆密闭封头中的复盖气体的通道用双重隔离阀封闭,并且全部的贯穿件是密封焊接的.在反应堆密闭封头以下的反应堆容器中没有贯穿件.在功率产生期间,反应堆中复盖气体的压力大约是大气的压力.反应堆安全壳边界完全包围着一回路系统,它是由围绕反应堆容器的安全壳和密闭包容着反应堆密闭封头的安全壳上部穹顶所组成.在反应堆安全壳内没有贯穿件.安全壳穹顶所有的贯穿件申都安装了隔离阀或气闸.在反应堆压力壳泄漏极为不可能的情况下,安全壳将保持一回路钠,并保持堆芯储存废燃料组件和中间热交换器进口总复盖着钠,保持常态以及在全工作过程中预测冷凝流动的通道.在反应堆发生极不可能的由于密闭封头上支管引起的反应堆破口的大事件的状况下,根据高温和耐压结梅设计的安全壳穹顶,以容纳放射性核素,以至公众得以保护.8反应堆控制和停堆ALWR电厂装备了技术先进的高度自动化的数字控制系统,尤其是它能对多个模块(三个反应堆及一个汽轮机)功率块图形的控制进行选择.该控制结构是高水平的,它体现了高度的分配过程和现代模型基础控制技术.电厂数据是通过光导纤维和多路传输输送的.在控制室有三个运行人员控制台,每一功率块有一个控制台.GE宣称,通过ALMR将提供了很多可靠的工程保护系统.在功率运行期间,这种高自动ft50-:J电厂控制系统(PCS),将保持堆芯出1:3温度在特定范围内,包括功率自动返回到低水平,如果必要的话.在一应急事棒强制下插.针对借助RPS使所有控制棒插入失效的极为不大可能的事件,还提供了辅助的独立的和多种的反应性停堆系统.来自堆芯的无源负反应性反馈将独立地引起热停堆到安全,稳定状态.该最终停堆系统(USS)可通过运行人员进行启闭.当硼球排入中心堆芯后,使反应堆达到冷停堆状态,并结束了整个事故瞬态.根据GE报道:由于ALMR的固有的和无源的特征,不引起停堆的预期的瞬态将不会导致重大的燃料故障,钠沸腾或使结构温度升至ASME的D级极限值.GE说,尽管ALMR具有正的钠空泡效应,且具有5$级的最大理论数值,但这是可为四个主要理由所接受的设计.首先,设计的改变要术减少理论上最大空泡效应价值对另一些安全特性的影响,例如,增加燃耗反应性漂移,从而增加了大量的正反应性,控制棒必须下降,同时增大了功率密度,使温度安全系数降低到中心燃料熔化的温度.设计的改变还导致了电力成本的增加.第二,其他负的效应在空间和时间上的非一致性的效应,限制了正反应性增加到可接受的低的速率,同时,其数量级比理论上最大的5$级数量还要小. 第三,堆芯空泡的可能性是低的,在偏差风险级内,远比10/年小.第四,堆芯空泡后果是低的,它的一回路系统边界容纳能量的能力和数量级比小型的ALMR金属燃料堆芯相应的最大数值还要大些,安全壳边界包围了一回路压力边界,还提供了向周围环境排放放射性的辅助屏障.9辐射剂量钠冷游泳池型反应堆历来具有较低的个人辐照量.这是由于天然钠无腐蚀和放射性铺一9.4在管遭系统申不循环,但还保存在反应堆容器申这一情况引起的.GE说,对于具有三个功率输出块~ALMR堆而言,工厂工人的每年剂量估计IcP,o.2人?希(沃特)/年还少.摩胜利译自《NUCLEARNEWS》SeP.1992陈垒是校(上接58页).非取样通遭将不能获得箱体内侧的样品,这不仅是因为结构的原因,而且也由于高剂量的缘故,此区域估计剂量达0.35msv/h.但是为获得一个理想的箱体环境内侧棒品,一种腐蚀仪电阻探头将安放在上部箱申a肖兴寿译自《ATOM》1993(s/B)任勇技。
