1 核电反应堆堆型现状
核能发电始于20世纪50年代，出于追求核电运行规模经济性的需要，核电机组的设计趋向于大型化，在70年代，核电机组的平均容量达到大约1000 MWe，发电用核反应堆的容量从60 MWe发展到超过1300 MWe。目前，美国拥有104台现役核电反应堆，总容量约99210 MWe，平均每台容量为953 MWe；法国共有59台运行反应堆机组，总容量63363 MWe，平均每台容量为1074 MWe；日本拥有54台核电机组，总容量约为45468 MWe，平均每台容量为842 MWe。这些国家拥有庞大而相对完善的电网，能承受单次1000 MWe或1300 MWe负荷的变化。 第3代核电站采用的堆型除了AP600以外也是大型机组，如1300 MW级的System 80+和ABWR，1000 MW级的AP1000 和VVER-1000，1500 MW级的EPR等。近年来，韩国、中国等国家的核电得到了很大发展，这些国家引进或自主开发、建设的核电站基本上也是大型机组。
21世纪80～90年代，工业化国家的发电容量日趋饱和，电网开始出现容量过剩的问题，电网对大容量机组的并入显得越来越不适应，电力公司也不允许一台大型机组长时间地做低功率调峰运行， 因为这样会给经济性带来严重影响。因此，近年来人们对中、小型反应堆(SMR)又产生了兴趣，希望这些中小型反应堆能更好地适应工业国家的电力负荷需求，以及满足那些电网不能承受大容量机组并入的发展中国家
的电力需求。
1.1 小型核电反应堆的状况
国际原子能机构(IAEA)将“小型”机组定义为300MWe以下的机组，而电功率在300MWe以上、600MWe以下的为中型反应堆机组。中、小型反应堆所涉及的技术是多样化的，反应堆类型有：轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆和熔盐堆，而当前最主要的2种技术均利用高温氦气直接驱动涡(气)轮机。
目前开发程度较为先进的中、小型反应堆有如下一些：
美国国会现在正在筹集资金研究小型模块式核电厂和先进气冷堆设计(也是模块化，10个或更多模块机组逐步建成一个大电厂)。2001年美国能源部的一份报告认为有9种设计可能在2010年前推广。
己经在俄罗斯西伯利亚偏远地区运行的是Bilibino热电联产发电厂拥有4台小型机组。这4台62MWt机组是不常见的石墨慢化沸腾水式设计，其水/蒸汽通道穿过慢化剂。它们产生蒸汽直接为地区供热，每台机组净发电容量为11MW。自从1976年以来运行一直很好，在北极地区比矿石燃料供热方案要廉价得多。 中、小型反应堆的开发运用已经有几十年的历史，从早期的研究实验堆到未来的第4代核能系统，其
间，全世界还建造了数百台较小型反应堆用作海军的推进动力(最高达190MWt)以及作为中子源。可以说，中、小型反应堆的开发已经积累了大量的工程技术经验。据国际原子能机构的最新统计，目前全世界正在运行中的中、小型反应堆共计148台，正在建造中的有12台，拥有中、小型反应堆的国家有31个，所有这些中、小型反应堆的总容量为62000MWe, 累计运行经验达5082堆年。
1.2 小型核电反应堆的优势
中、小型反应堆之所以会重新引起人们的兴趣，除了上述因素之外，还有如下一些因素。
(1) 通过蒸汽循环发电的大型核电反应堆的一次性投资成本很高，许多发展中国家难以解决核电站建设的一次性融资问题。中、小型反应堆可灵活地选择，逐步增加核电站发电容量，采用滚动发展、资金分阶段逐步投入的方式进行核电建设。小型机组可以单台建造或作为一个大型电站设施中的一个模块，一座大型电站内最终可以拥有数十个成系列化的模块，与大型核电机组不同的是，其规模经济性是通过增加模块数量来实现的。
(2) 中、小型反应堆可以建造于远离主电网的偏远地区。选址有灵活性，能因地制宜，厂址成本较低；有的小型反应堆能设计成可移动式的电站。
(3) 中、小型反应堆在应用方面也有一定的灵活度。除了单一的发电功能以外，还有许多其他工业用途，
如核能制氢、原油提纯、煤炭液化、热电联产、工业供热和海水淡化等。中、小型反应堆可以最大限度地利用闲置的电力和热能，而这种利用是几乎不花成本的。
2 几种主要的中、小型反应堆
2.1 轻水反应堆
在这里介绍的压水堆设计中，有2种采用传统压力容器及外部蒸汽发生器的设计。其它大部分反应堆则采用压力容器内置蒸汽供应系统的设计(一体化压水堆设计)。这些反应堆拥有比目前压水堆更好的安全特性。
(1) 俄罗斯的KLT-40是一种用于破冰船上的成熟的反应堆，也用于偏远地区的电力供应，它具有30～35MWe(净)的发电容量以及20MW的供热能力。反应堆被设计成3年的换料周期。预计它们将采用双机组建造以允许运行、大修交替进行，在经过12年的运行周期后，整个电厂装置可以运到一个中央设施里作大修和乏燃料的储存。
这种反应堆堆芯正常冷却是靠强制循环，但应急冷却依赖于对流进行。燃料是由铀-铝合金制成，含有可燃毒物，用锆合金作包壳，采用浓缩度为3.5%的235U。除了可以发电以外，还可以用于海水淡化。
(2) 俄罗斯正在开发的更小的压水堆是ABV，它具有45MW的热功率，10～12MW 电功率，是一种很紧凑、具有一体化蒸汽发生器和更高安全性的反应堆。其堆芯与KLT-40很相似，但浓缩度更高，达到16.5%，平均燃耗为95000MWd/t，换料周期大约为8年，服役寿期大约为50年。
(3) 由阿根廷国家原子能委员会CNEA开发的CAREM(先进小型核电厂)是一个采用一体化蒸汽发生器的模块式压水堆，设计用于发电(27MWe或达到100MWe)或作为研究堆或用于海水淡化。
CAREM的整个一回路冷却剂系统均在其反应堆压力容器内，采用自身加压并完全依靠对流。燃料是标准的带有可燃毒物的浓缩度为3.4%的压水堆燃料，每年换料一次。这是一种成熟的设计，预计在10年内可以推广。
(4) 韩国的SMART是一个热功率为330MW的压水堆，具有一体化的蒸汽发生器和先进的安全特性。设计用于发电(可达到100MWe)和／或供热。设计寿命是60年，换料周期为3年。一个65MWt的核电站正在建造中，计划在2007年运行。
(5) 日本原子能研究所正在开发MRX堆，是一种小型(50～300MWt)的一体化压水堆，用于海上推进动力或地区电力供应(30MWe)。整个装置将在工厂建造，它采用常规的4.3%浓缩度压水堆铀氧化物燃料，换料周期为3.5年，并拥有一个充水的安全壳以提高安全性，预计可以在10年内推广。
(6) 法国的原子能技术公司开发了NP-300型压水堆，用于供热和海水淡化的出口市场。可以建成100～300MWe的电厂或产量达到50000m3/天的海水淡化的工厂。
(7) 中国的NHR-200是一个简单而耐用的200MWt一体化压水堆，用于地区供热或海水淡化。它可以在低于上述其它设计的温度下运行，乏燃料储存在压力容器里的堆芯周围。
(8) 美国西屋公司正在开发IRIS，这是一种三代半的先进反应堆，比AP1000晚了3年。IRIS-50是一个50MWe带一体化一回路冷却水系统和对流循环的模块化压水堆。燃料类似于目前的轻水反应堆(LWR)。铀浓缩度是5%，带有可燃毒物，可设计采用氧化物混合燃料MOX堆芯，换料周期为5年。IRIS-50可以在10年内推广。一个更大尺寸的335MWe商用型IRIS也正在开发之中，铀燃料浓缩度如果采用10%，则换料周期可以达到8年，目标燃耗值达到80 000MWd/tU。 (9) 模块化简化型沸水堆(MSBWR)正在由美国的通用电气公司和帕杜大学联合开发，有200MWe和 50MWe2个等级，以通用电气公司的简化沸水反应堆(SBWR)为基础。反应堆利用了冷却剂中的对流，采用5%浓缩度的沸水堆燃料，换料周期为10年，可能在10年内推广。
(10) TRIGA发电系统是个压水堆概念，是以美国通用原子能公司成熟的研究反应堆设计为基础，采用了一个64MWt/16.4MWe的池型系统，在相对较低的温度下运行。二回路冷却剂采用了有机的全氟碳。燃料是铀-锆氢化物，浓缩度达到20%，含少量可燃毒物，要求每18个月换料一次。乏燃料储存在反应堆压力容器里。
2.2 高温气冷反应堆
新的高温气冷反应堆(HTGR)正在开发之中，它们能提供高温(达到 950℃)氦气，通过热交换进行工业应用或直接驱动气轮机发电(布雷顿循环)，产生接近50%的效率(温度每增加50℃，热效率可提高1.5%)。最近10年间开发出来的技术使得高温气冷堆比以往更实际，虽然直接循环意味着燃料和反应堆部件必须具有高度完整性。
(1) 最著名的模块化高温气冷堆项目是南非牵头开发的110MWe的球床模块反应堆和一个美国领导的集团正在开发的另一种285MWe的模块设计。这些反应堆的燃料是直径小于1mm的TRISO(三层包覆碳化铀)颗粒形式。每个颗粒具有碳氧化铀的核，采用浓缩度达到14%的235U。核心由多层碳和碳化硅包覆，为裂变产物提供了一个包壳，在1600℃或更高的温度下都能保持稳定。
燃料颗粒有2种排列方式：六角形棱柱体石墨块状，或台球形排列的石墨球，嵌在碳化硅中，每个球有15000颗燃料颗粒和9克铀。2种方式都具有高度的固有安全性，包括较大的负温度系数，即当温度升高的时候，裂变反应变缓。乏燃料数量比同样容量的轻水反应堆内的乏燃料要多一些。
(2) 日本原子能研究所开发的30MWt的高温试验堆(HTTR)在1998年年底启动，已成功地在850℃下运行，2004年冷却剂出口温度还达到了900℃。它的燃料设计在“棱柱”内，该反应堆的主要目的是开发从水中制氢的热化学方法。
(3) 在高温试验堆的基础上，日本原子能研究所还正在开发气轮机高温气冷堆(GTHTR)，每个模块可达到600MW的热功率。它使用改进的高温试验堆燃料元件，采用14%浓缩度的铀，燃耗达到112GWd/tU。850℃的氦气驱动一台卧式气轮机能产生300MW的电功率，总效率达到47%。堆芯含有90根六角形燃料柱，8m高，排列成一个环形，配有中子反射器。每个柱体含有8个1m高的元件，持有57
个燃料细棒，细棒由0.55mm直径的核心构成的燃料颗粒和 0.14mm的缓冲层组成。
以每个电站建造4个模块为基础，投资造价大约是1300～1700美元/kW，发电成本大约为3.4美分/kWh。
(4) 中国的HTR-10是一种高温球床气冷堆，于2000年启动，2003年达到满功率，堆芯中有27000个球状燃料元件，浓缩度达到17%，用于广泛的研究目的，最终可以连接到一台氦气透平上用于发电。另外，中国还正计划于2006年在沿海厂址建一台更大的150MWe高温堆HTR-PM。这将采用8.8%浓缩度的燃料和环形堆芯。一种458MWt/190MWe的HTR-PM堆型也在设计之中。与此同时，中国也正与韩国原子能研究所共同进行高温堆制氢的可行性研究。
(5) 南非的球床模块反应堆(PBMR)采用了德国的技术。它的宗旨是使反应堆在安全性、经济性和防止核扩散方面再上一个台阶。它的示范模块将是一个125MWe 的机组，但是商用生产型机组将是165M
We。它们采用直接循环气轮机发电方式，热效率大约为42%。氦冷却剂从反应堆底部出口时温度达到900℃，450000个燃料球和石墨球通过反应堆持续地再循环(每个大约循环6次)，燃料的平均浓缩度为5%～6%，平均燃耗为90GWd/tU(最终目标燃耗为200 GWd/tU)。压力容器内衬石墨。在中央有一根石墨柱作为反射层。控制棒位于侧反射层里。该机组的性能包括负荷变化的灵活性(40%～100%)，功率能迅速变化。每个机组模块每年排出19吨乏燃料球，储存在通风的现场仓库里。
8台机组堆模式的造价预计为1000美元/kW，发电成本低于1.6美分／kW?h。目前PBMR的投资商包括南非电力公司、南非工业开发公司及英国核燃料公司。示范电厂预计于2006年建造，2010年投入商业运行。
（6）美国设计的气轮机-模块氦冷反应堆(GT-MHR)将作为单个285MWe的模块建造，氦气直接驱动气轮机，热效率为48%。筒形堆芯包括102根石墨块组成的六角形燃料元件柱，上面有用于氦气和控制棒的通道，石墨反射层在堆芯的内部和周围。每18个月更换一半堆芯。燃耗大约是100GWd/tU。氦冷却剂出口温度是850℃，目标要达到1000℃。该堆型由美国通用原子能公司与俄罗斯原子能部合作开发，日本富士公司提供了支持，起初该反应堆是用来燃用俄罗斯核武器上拆卸下的纯钚，初步设计已于2001年完成，造价预计低于1000美元/kW，总发电成本为2.9美分/kWh。目前的开发进度确定为2006～2009年在俄罗斯建造一台原型堆。
这种反应堆还有一个更小的版本，即美国通用原子能公司提出的10～25MWe 的偏远厂址模块氦反应堆(RS-MHR)。铀燃料浓缩度达到20%，换料周期为6～8年。
(7) 法马通ANP提出的非常高温反应堆(VH-TR)是以GT-MHR作为基础，参考设计的功率为600MWt，采用与GT-MHR相类似的棱形块状燃料，堆芯出口温度的目标值达1000℃，采用二回路系统氦-氮混合气体的间接循环。这样就避免了发电系统或制氢工厂受堆芯放射性核素污染的可能性。
高温气冷堆可以使用钍基燃料，例如含有钍的高浓缩铀，含有钍的233U和含有钍的钚。
有3种较大的HTR设计以及先进气冷堆，是美国下一代核电厂的竞争候选者。
2.3 液态金属冷却快中子反应堆
（1）由加利福尼亚大学开发的一种50MWe的液态金属冷却反应堆ENHS。(Encapsulated Nuclear Heat Source)，堆芯是一个金属填充的模块，位于二次熔融状金属冷却剂的大池内，池内还容纳了单独的和不连通的蒸汽发生器。燃料采用铀-锆合金，含有13%的浓缩铀(或含11%钚的铀-钚-锆合金)，燃料寿期为15年。
封闭式核热源是专门为发展中国家设计的，但是尚不具备商业化的条件。 （2）一个相关的项目是保障可运输式自持反应堆(Secure Transportable Autonomous Reactor——STAR)。它是由美国阿贡国家
实验室开发的具有非能动安全特性的铅冷却快中子模块反应堆。其400MWt的容量规模意味着可以通过铁路运输以及可以通过自然循环冷却。它使用铀-超铀核素氮化物燃料，每15～20年更换。其中STAR-LM型用于发电，而STAR-H2则用于制氢，由780℃的氦气来驱动一个单独的热化学制氢工厂，而低品质的热可用于海水淡化(多级闪蒸工艺)。商业化发电则是通过氢气燃料电池进行的。
在STAR- H2里铀和超轴核素将能完全燃尽，产生的废物只有裂变产物。俄罗斯已经试验了几个铅冷却的反应堆设计，在其潜艇反应堆上使用铅-铋冷却已有40年了。208Pb(54%天然铅)对中子来说是透明的。一种著名的俄罗斯设计是BREST快中子反应堆，容量为300MWe或更大，铅作为一回路冷却剂，温度为540℃，采用超临界蒸汽发生器。堆芯坐落在接近大气压力的铅池里。它具有固有安全性，使用铀-钚氮化物燃料。系统不会产生武器级钚，乏燃料可以利用现场设施进行再循环，这对于防核扩散具有重要意义。其示范机组正在别洛亚斯克修建，1200MWe的这种反应堆也在计划之中。
（3）另一种更小、更新的俄罗斯设计是容量为75～100MWe的铅-铋快堆(SVBR)。这是一种一体化设计，其蒸汽发生器坐落在堆芯所在的400～480℃的铅-铋池内，每个模块直径为4.5m、高7.5m，具有非能动热排除和屏蔽功能。一座拥有16个这种模块的核电厂其发电成本比俄罗斯其它任何新型发电技术还低，同时具有固有安全性和防核扩散性。
（4）日本东芝公司正在与日本电力工业中央研究院(CRIEPI)合作开发4S(超级、安全、小型和简单)核
电池系统。它使用钠作为冷却剂，具有非能动安全特性。整个机组将在工厂制造，然后运往厂址。燃料是铀-锆合金，铀浓缩度达到20%，可以连续运行几十年不换料。其10MWe和50MWe的2种堆型被设计成能自动维持510℃的冷却剂出口温度，适合于发电和高温电解制氢。电厂造价为2500美元/kW，发电成本为6美分/kWh。预计到2012年可能投入使用。
（5）日本的LSPR是一种150MWt／53MWe的铅-铋冷却反应堆。装料后的机组可从工厂提供，运行30年，然后送回，设计用于发展中国家。
（6）在美国，通用电气公司正在从事模块化150MWe液态金属冷却固有安全性反应堆PRISM的设计。其后继反应堆超级PRISM是一个更大的反应堆。
（7）一种更为先进的快堆概念是阿贡国家实验室开发的62MWt的燃料再循环反应堆ESR-II，将轻水堆的乏燃料进行热冶精制后作为燃料，也可将大部分锕系核素消耗掉，该计划的目标是能够利用铀的全部潜在能量。
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