陳仁宗 王 冠

(1.清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院，中國 北京 100084；2.中核華建資產(chǎn)管理有限公司，中國 北京 100123）

1　小型反應(yīng)堆研究背景

根據(jù)國際原子能機(jī)構(gòu)的定義，輸出電功率在300 MW以下的反應(yīng)堆稱為小型反應(yīng)堆[1]。隨著核能的發(fā)展，新一代核電在安全性、經(jīng)濟(jì)性、用途廣泛性和選址靈活性等方面提出了更高的發(fā)展要求。而先進(jìn)小型反應(yīng)堆在這些方面均具有突出的優(yōu)勢，符合第四代核能系統(tǒng)發(fā)展的要求，因此受到了國際核能界的高度關(guān)注。

目前小型反應(yīng)堆設(shè)計(jì)研究涉及到各種堆型，根據(jù)冷卻劑類型分類，小型反應(yīng)堆可以分為水冷堆、氣冷堆、液態(tài)金屬冷卻堆和熔鹽堆。與傳統(tǒng)大中型反應(yīng)堆相比，小型反應(yīng)堆具有以下優(yōu)點(diǎn)：1）模塊化設(shè)計(jì)和建造，具有良好的經(jīng)濟(jì)性；2）可組裝成一體化堆，方便運(yùn)輸，解決相對孤立系統(tǒng)的用電問題，增強(qiáng)防止核擴(kuò)散能力；3）擁有非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)等一系列非能動(dòng)安全系統(tǒng)，顯著提高了反應(yīng)堆的安全性。

作為大中型核電機(jī)組的有益補(bǔ)充，小型反應(yīng)堆具有比三代壓水堆更高的安全性和更短的建造周期以及良好的經(jīng)濟(jì)性和應(yīng)用的靈活性，是適用于多種應(yīng)用場景的新型核能系統(tǒng)，是解決偏遠(yuǎn)內(nèi)陸、海島等遠(yuǎn)離主電網(wǎng)地區(qū)長期電力供應(yīng)的有效措施，將為這些地區(qū)的經(jīng)濟(jì)發(fā)展、軍事駐防等提供有力保障。

本研究從小型反應(yīng)堆的市場需求出發(fā)，對目前具有第三代和第四代特征的小型反應(yīng)堆技術(shù)現(xiàn)狀進(jìn)行歸納總結(jié)，論證了發(fā)展小型堆的必要性和三代輕水小型堆在核燃料利用方面的局限性，然后比較分析不同類型的第四代小型反應(yīng)堆在安全性、經(jīng)濟(jì)性以及市場應(yīng)用上的特點(diǎn)，確定小型鉛基冷卻快堆具有良好的經(jīng)濟(jì)性和廣闊的應(yīng)用前景，并從基礎(chǔ)研究、配套法規(guī)等方面對小型鉛基冷卻快堆發(fā)展提出針對性的建議。

2　小型反應(yīng)堆市場需求

隨著我國對能源需求的日益增加，核能作為低排放的綠色能源之一，將成為我國建立低碳發(fā)展模式、實(shí)現(xiàn)2020年單位國內(nèi)生產(chǎn)總值二氧化碳排放量相比2005年下降40%～45%目標(biāo)的重要手段。小型反應(yīng)堆市場需求如表1所示。小型堆具有低投資成本、容量小、工期短、占地面積小等天然優(yōu)勢，小型堆是替代小功率火電站良好選擇，同時(shí)在大型核電站建設(shè)困難的偏遠(yuǎn)地區(qū)，小型堆也能發(fā)揮它工期短、占地面積小的優(yōu)勢，降低材料運(yùn)輸和工程建設(shè)的難度。小型堆也可以滿足化工園區(qū)對電能的多樣化要求，并可以替代火電站，實(shí)現(xiàn)以小型堆為核心的熱電聯(lián)產(chǎn)、熱汽聯(lián)產(chǎn)等。

近年來，隨著國力的不斷增強(qiáng)，我國不斷提出加強(qiáng)海洋建設(shè)的要求，一方面是為了開采海洋中潛藏的各類資源，其中以油氣為主。另一方面加強(qiáng)我國的海洋國防，滿足南海補(bǔ)給基地和島礁的能源需求?；谛⌒投鸭夹g(shù)的海洋核動(dòng)力平臺(tái)可以提供電力、熱能、淡水等資源保障，并且以核能發(fā)電供電、供應(yīng)熱能或淡水，可根據(jù)需要變換供應(yīng)點(diǎn)，且具有一次裝料運(yùn)行時(shí)間長，運(yùn)行成本低、無有害氣體排放、續(xù)航力高、海洋環(huán)境適應(yīng)能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)，是海洋油氣開采能源供應(yīng)和島礁能源供給的最佳選擇[3]。

世界上主要發(fā)展中國家和新興工業(yè)國家用電需求有限，電網(wǎng)基礎(chǔ)設(shè)施建設(shè)尚不完善，將近75%的發(fā)電機(jī)組小于500 MWe，同時(shí)發(fā)展中國家的經(jīng)濟(jì)實(shí)力有限，無法支撐大型反應(yīng)堆的建設(shè)。2013年，我國提出共建“絲綢之路經(jīng)濟(jì)帶”和21世紀(jì)“海上絲綢之路”兩大倡議[4]，在“一帶一路”建設(shè)背景下，構(gòu)建全球能源互聯(lián)網(wǎng)，關(guān)系到未來全球能源格局，已得到越來越多國家的支持和響應(yīng)。相對大型堆，小型堆系統(tǒng)簡化、安全性高、投資成本低，可有效的滿足“一帶一路”沿線國家對能源的需求。

此外小型堆可應(yīng)用于航空航天和軍事領(lǐng)域，為飛行器和艦艇等提供動(dòng)力和電源，為軍事基地和特殊武器提供能源等?？臻g核反應(yīng)堆不僅可以用來產(chǎn)生使飛行器隨時(shí)升高定位的推力,更主要的是用來生產(chǎn)飛行器本身所需的電能，而且價(jià)格低廉、功率密度大，是目前能滿足空間飛行全面要求的唯一動(dòng)力源[5]。小型堆不受天氣影響，也和風(fēng)和太陽的間歇性無關(guān)，相較于常規(guī)化石燃料或可再生能源，小型堆更加符合前沿作戰(zhàn)基地和偏遠(yuǎn)作戰(zhàn)基地對于能源電力的需求。

3　小型反應(yīng)堆技術(shù)現(xiàn)狀

3.1　具有第三代特征的小型堆技術(shù)

在現(xiàn)有的小型堆設(shè)計(jì)中，最為常見的是輕水堆設(shè)計(jì)。這主要是因?yàn)閿?shù)十年的輕水堆建造及運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)使得該反應(yīng)堆擁有技術(shù)優(yōu)勢，具有較好的前景。在核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)方面，大部分設(shè)計(jì)都采用了“一體化”壓水堆設(shè)計(jì)，將一回路的設(shè)備集中布置于壓力容器中。在經(jīng)濟(jì)性方面，輕水堆初始投入較低，總投資也不大，這一特性使得它受到發(fā)展中國家的青睞。此外，隨著AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)的面世及成功推廣，“非能動(dòng)”的理念也被借鑒到現(xiàn)有的小型堆設(shè)計(jì)中。

國際上主要的小型輕水堆發(fā)展情況如表2所示，美國、中國、俄羅斯、法國、日本、韓國和阿根廷等國均提出了獨(dú)立的小型輕水堆設(shè)計(jì)方案，絕大部分設(shè)計(jì)方案處于設(shè)計(jì)或評審階段，俄羅斯部分堆型已進(jìn)入建造或運(yùn)行階段。其中，基于核動(dòng)力破冰船技術(shù)的KLT-40s反應(yīng)堆由俄羅斯Afrikantov OKBM設(shè)計(jì)，基于該堆型設(shè)計(jì)建造的Akademik Lomonosov浮動(dòng)核電站于2007年在圣彼得堡開工建設(shè)，2013年兩座35 MWe KLT-40s反應(yīng)堆安裝完畢[6]。中國核工業(yè)集團(tuán)公司自2004年開始設(shè)計(jì)研發(fā)我國自主的小型輕水堆ACP100，目前已進(jìn)入工程設(shè)計(jì)階段，ACP100關(guān)鍵設(shè)備及軟件均屬自主研發(fā)，示范工程將在福建莆田市進(jìn)行建設(shè)，預(yù)計(jì)建設(shè)兩臺(tái) 100 MWe的 ACP100機(jī)組[7]。

然而小型輕水堆核燃料利用率較低，若采用一次通過的開式燃料循環(huán)，小型輕水堆對鈾資源的利用率只有約0.45%。我國已探明鈾資源儲(chǔ)量不夠豐富，若要大力發(fā)展核能，則首先應(yīng)優(yōu)化鈾資源利用，除此之外，隨著我國核能的大范圍部署，未來的乏燃料處理與管理問題也應(yīng)該予以重視。

表2　國際小型輕水堆發(fā)展情況概覽Table 2 Summary of international light water cooled small reactors

3.2　具有第四代特征的小型堆技術(shù)

3.2.1小型高溫氣冷堆

小型高溫氣冷堆是在高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆和大型示范堆的基礎(chǔ)上，為了適應(yīng)國際社會(huì)對反應(yīng)堆安全性越來越高的要求而提出和發(fā)展的。該堆型以小型化和固有安全性為特征，保證在任何事故情況下，依靠反應(yīng)堆較大的負(fù)溫度反應(yīng)性系數(shù)和溫升裕度，使反應(yīng)堆安全停堆；停堆后的余熱可以依靠熱傳導(dǎo)、對流和輻射等自然機(jī)理傳輸?shù)蕉淹?；反?yīng)堆功率密度較低，從設(shè)計(jì)上保證堆芯燃料元件的最高溫度限制在其允許的安全溫度以下；耐高溫的石墨堆芯結(jié)構(gòu)和全陶瓷型的燃料元件避免了發(fā)生堆芯燃料元件熔化的危險(xiǎn)。其次，由于反應(yīng)堆規(guī)模的小型化，可以采用模塊化建造方案，從而降低成本提高經(jīng)濟(jì)競爭力。高溫氣冷堆冷卻劑出口溫度高，可為工業(yè)生產(chǎn)提供過程熱，并可用于制氫。國際上主要的小型高溫氣冷堆發(fā)展情況如表3所示，中國、南非、美國、法國、俄羅斯和日本等國均提出了各自的小型高溫氣冷堆設(shè)計(jì)方案，用于發(fā)電和提供過程熱。我國于1992年開始了高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆(HTR-10)的研發(fā)工作[8]，由清華大學(xué)承擔(dān)，并于2003年實(shí)現(xiàn)了滿功率運(yùn)行?；趯?shí)驗(yàn)堆的科研工作和經(jīng)驗(yàn)，高溫氣冷堆商用示范堆（HTR-PM）項(xiàng)目于2001年啟動(dòng)，目前處于建造階段[9]。

現(xiàn)階段高溫氣冷堆存在如下的技術(shù)局限性和需要攻克的技術(shù)難題：單堆功率較低且無法精確匹配用戶需求，堆芯尺寸過大，初裝料操作與維護(hù)較為復(fù)雜，乏燃料后處理困難，存在石墨粉塵和氧化問題[10]。因此，高溫氣冷堆并不適合向太空領(lǐng)域、海洋能源平臺(tái)、陸上獨(dú)立電網(wǎng)等對功率和體積要求較為嚴(yán)格的市場方向。同時(shí)，其乏燃料后處理技術(shù)不完善也使得其在燃料經(jīng)濟(jì)性與在核能的可持續(xù)發(fā)展方面的作用不如液態(tài)金屬冷卻快堆。

表3　高溫氣冷模塊化小型堆發(fā)展情況概覽Table 3 List of high temperature small modular gas cooled reactors

3.2.2小型液態(tài)金屬冷卻堆

液態(tài)金屬具有良好的導(dǎo)熱性，沸點(diǎn)較高，反應(yīng)堆可運(yùn)行于常壓狀態(tài)，堆芯冷卻劑出口溫度較高，可實(shí)現(xiàn)較高的熱電轉(zhuǎn)換效率；中子能譜較硬，具有較強(qiáng)的易裂變核素增殖和核廢料嬗變能力。液態(tài)金屬冷卻小型堆由于尺寸較小，中子泄漏效應(yīng)顯著，冷卻劑空泡價(jià)值在整個(gè)壽期內(nèi)均為負(fù)，避免了大型商業(yè)快堆設(shè)計(jì)重點(diǎn)關(guān)注的正冷卻劑空泡系數(shù)問題，保證了反應(yīng)堆的固有安全性。相比鈉，液態(tài)鉛及鉛鉍合金化學(xué)惰性好，與水和空氣無劇烈化學(xué)反應(yīng)，對裂變產(chǎn)物中危害較大的放射性碘、銫具有包容性，且其密度隨溫度變化較為顯著，因此鉛冷模塊化小型堆具有較強(qiáng)的自然循環(huán)能力，可設(shè)計(jì)為自然循環(huán)運(yùn)行模式，并可在反應(yīng)堆事故停堆工況下，依靠自然循環(huán)排出堆芯衰變余熱。

國際上主要的小型液態(tài)金屬冷卻堆發(fā)展情況如表4所示。目前基于液態(tài)鉛或鉛鉍合金冷卻劑的小型液態(tài)金屬冷卻堆設(shè)計(jì)方案包括美國ENHS和STAR、俄羅斯 SVBR-100和 BREST-OD-300等[10-13]，基于液態(tài)鈉冷卻劑的小型液態(tài)金屬冷卻堆設(shè)計(jì)方案包括日本4S、美國PRISM和NHPM[14-15]?；阢U基冷卻反應(yīng)堆驅(qū)動(dòng)的核潛艇研發(fā)過程中積累的80多堆年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，俄羅斯在小型鉛基冷卻反應(yīng)堆研發(fā)方面處于領(lǐng)先地位，用于核廢料嬗變和閉式燃料循環(huán)的BREST-OD-300目前已進(jìn)入建造階段。由中國原子能科學(xué)研究院建造的中國首座鈉冷快堆——中國實(shí)驗(yàn)快堆，于2011年7月成功并網(wǎng)發(fā)電，標(biāo)志著我國已掌握先進(jìn)鈉冷快堆的設(shè)計(jì)建造技術(shù)。

由于鈉具有化學(xué)性質(zhì)活潑的特點(diǎn)，鈉冷快堆發(fā)生鈉的泄漏將導(dǎo)致鈉火和鈉水事故等，因此需要額外設(shè)計(jì)密封回路以及其它系統(tǒng)以防止鈉水反應(yīng)、鈉火反應(yīng)的發(fā)生。液態(tài)鉛或鉛鉍合金密度較高，對于包殼等結(jié)構(gòu)材料具有較強(qiáng)的腐蝕和沖蝕作用，同時(shí)在堆內(nèi)輻照作用下形成有毒的210Po，因此，鉛基冷卻反應(yīng)堆需要增加涂層或氧控等設(shè)施減緩腐蝕作用，并設(shè)置210Po防護(hù)措施。

表4　小型液態(tài)金屬冷卻堆發(fā)展情況概覽Table 4 Summary of liquid metal cooled small reactors

3.2.3小型熔鹽堆

熔鹽堆具有很強(qiáng)的負(fù)溫度反饋系數(shù)和空泡系數(shù)，允許自動(dòng)負(fù)荷跟蹤運(yùn)行。溫度升高引起熔鹽膨脹溢出堆芯，降低反應(yīng)性。燃料本身是流體，不存在堆芯熔化的可能性。熔鹽溫度過高時(shí)，會(huì)熔化預(yù)先設(shè)計(jì)的冷凍塞,將燃料鹽自動(dòng)排入預(yù)先準(zhǔn)備的、非能動(dòng)冷卻的、次臨界安全的儲(chǔ)罐內(nèi)。熔鹽堆中的易裂變材料濃度也可以連續(xù)調(diào)整，消除過多的剩余反應(yīng)性，而且無需加入可燃毒物。此外，許多裂變產(chǎn)物在熔鹽中都以離子形式存在，與氟元素相結(jié)合形成穩(wěn)定的氟化物留在鹽內(nèi)，其它揮發(fā)性或不能溶解的裂變產(chǎn)物，如Xe等，可連續(xù)地排出并儲(chǔ)存在反應(yīng)堆回路外部，避免吸收中子而產(chǎn)生中毒效應(yīng)，提高反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟(jì)性。

國際上主要的小型熔鹽堆發(fā)展情況如表5所示。熔鹽堆的概念始于美國橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室 (ORNL)。1965年，ORNL建成了以釷-鈾燃料循環(huán)為研究目的的MSRE熔鹽實(shí)驗(yàn)堆[16]，之后又提出了 1000 MWe的 MSBR熔鹽增殖堆概念[17]。美國大力發(fā)展以高溫氣冷堆和熔鹽堆技術(shù)相結(jié)合的先進(jìn)交叉技術(shù)為基礎(chǔ)的模塊化氟化鹽冷卻高溫堆(PB-FHR)，以高溫熔融氟化鹽作為冷卻劑，采用包覆顆粒燃料[18]。目前各國小型熔鹽堆設(shè)計(jì)方案均處于設(shè)計(jì)階段，距離工業(yè)應(yīng)用尚有較遠(yuǎn)距離。

表5　小型熔鹽堆發(fā)展情況概覽Table 5 List of small molten salt reactors

4　小型反應(yīng)堆發(fā)展趨勢

四代小型堆是未來核動(dòng)力發(fā)展的重點(diǎn)，特別是高溫氣冷堆、液態(tài)金屬快堆已經(jīng)具備較好的各種特殊需求的應(yīng)用條件和商業(yè)應(yīng)用價(jià)值。

氣冷堆，體積大、熱流密度低，需要在線換料，存在乏燃料后處理、換熱系統(tǒng)積碳等難題，適合陸上工業(yè)園區(qū)等需要高溫過程熱的領(lǐng)域。

相比于高溫氣冷堆，液態(tài)金屬快堆具有明顯優(yōu)勢：體積小，熱流密度高，一體化，模塊化，換料周期長，操作維護(hù)簡單，有希望實(shí)現(xiàn)流水線批量生產(chǎn)，可靈活適用于陸、海、空等各種應(yīng)用需求，因此具有更好的經(jīng)濟(jì)性和使用靈活性。

對于鈉冷快堆，由于鈉的活性太強(qiáng)的弱點(diǎn)，對于運(yùn)行維護(hù)要求太高，在特殊領(lǐng)域：例如航天動(dòng)力、太空探索等方面，由于鈉的密度低，導(dǎo)熱性能好的特點(diǎn)，具有較好的應(yīng)用前景。

對于鉛基冷卻快堆，由于具有較好的穩(wěn)定性，不與水和空氣發(fā)生劇烈反應(yīng)，因此具有較為廣闊的應(yīng)用前景，例如：海洋核動(dòng)力平臺(tái)、艦船核動(dòng)力、陸地供電供熱多功能模塊化反應(yīng)堆（包括固定式和可移動(dòng)式）等。

綜上，小型鉛基快堆具有最好的經(jīng)濟(jì)性和更廣的應(yīng)用前景，是目前最有前途的核動(dòng)力選項(xiàng)。鉛基快堆已具備較高的技術(shù)成熟度，基本解決了鉛鉍或鉛的腐蝕性問題，充分評估了210Po的毒性和防護(hù)措施，堆芯的設(shè)計(jì)方案得到了充分研討，一回路熱工水力研究基本成熟。

小型鉛基快堆未來研發(fā)的方向包括：

（1）反應(yīng)堆設(shè)計(jì)

主要體現(xiàn)在一體化和標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計(jì)，進(jìn)而實(shí)現(xiàn)工業(yè)化流水線生產(chǎn)模式。此外，由于鉛基堆具有諸多應(yīng)用前景，因此，如何設(shè)計(jì)創(chuàng)新性能源輸出接口方式，實(shí)現(xiàn)更加靈活、高效、方便的應(yīng)用，也尤為重要。

（2）嚴(yán)重事故PSA分析及嚴(yán)重事故后經(jīng)濟(jì)評估

模塊化小型堆具有靈活、多用途的特點(diǎn)，同時(shí)對反應(yīng)堆提出了更高的安全性要求。在核輻射危害沒有得到很好的解決前，核泄漏和擴(kuò)散必須得到高度重視。鉛基快堆雖然具有很好的固有安全性特征，但是對于超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的事故必須進(jìn)行深入研究。目前，對于鉛基堆嚴(yán)重事故的研究還很有限，迫切需要基于不同的應(yīng)用場景，分類研究嚴(yán)重事故的緩解方法和應(yīng)對放射性物質(zhì)擴(kuò)散的技術(shù)，并進(jìn)行綜合經(jīng)濟(jì)性評估。

（3）制定安全監(jiān)管法律法規(guī)

由于鉛基模塊化小型堆應(yīng)用前景的多樣性，從而在投入使用時(shí)，會(huì)面臨各種不同的使用場景。目前，世界范圍內(nèi)還沒有形成一套專用于小型堆的安全監(jiān)管法律法規(guī)，為了提高效率和安全性，迫切需要制定一套適合小型堆應(yīng)用的法律法規(guī)。

5　結(jié)論

本研究從內(nèi)陸能源供給、海洋開發(fā)、“一帶一路”國家戰(zhàn)略及航空航天和軍事用途等方面分析了小型反應(yīng)堆的市場需求，論證了發(fā)展小型反應(yīng)堆技術(shù)的必要性。然后對目前具有第三代特征的小型反應(yīng)堆技術(shù)現(xiàn)狀歸納總結(jié)后得出，三代小型輕水堆在技術(shù)成熟度、安全性和小型化方面具有優(yōu)勢，但對鈾資源利用率不高，由此帶來的鈾資源短缺與乏燃料管理問題不容忽視。然后比較分析不同類型的第四代小型反應(yīng)堆在安全性、經(jīng)濟(jì)性以及市場應(yīng)用上的特點(diǎn)，確定小型鉛基冷卻快堆具有良好的經(jīng)濟(jì)性和廣闊的應(yīng)用前景，并從基礎(chǔ)研究、配套法規(guī)等方面對小型鉛基冷卻快堆發(fā)展提出針對性的建議，為我國先進(jìn)小型反應(yīng)堆技術(shù)的發(fā)展提供了重要的參考。

【參考文獻(xiàn)】

［1］IAEA.Status of small reactor designs without on-site refueling[R].IAEA-TECDOC-1536,Vienna,IAEA,2007.

［2］曹亞麗，王韶偉，熊文彬，等.小型模塊化反應(yīng)堆特性及應(yīng)用分析 [J].核電子學(xué)與探測技術(shù),2014,34(06)：801-806.CAO Yali,WANG Shaowei,XIONG Wenbin,et al.Characteristics and application analysis of small modular reactors[J].Nuclear Electronics&Detection Technology,2014,34(6)：801-806（in Chinese）.

［3］馬云甲.構(gòu)建中國海洋核動(dòng)力平臺(tái)產(chǎn)業(yè)基地[J].中國軍轉(zhuǎn)民,2015,(09)：62-64.MA yunjia.Construction of Chinese ocean nuclear power platform [J].Transfer of military technology to civil use in China,2015,(9)：62-64.

［4］國家發(fā)展改革委,外交部,商務(wù)部.推動(dòng)共建絲綢之路經(jīng)濟(jì)帶和21世紀(jì)海上絲綢之路的愿景與行動(dòng)[N].人民日報(bào),2015-03-29(004).

［5］廖宏圖.空間核動(dòng)力技術(shù)概覽與發(fā)展脈絡(luò)初探[J].火箭推進(jìn),2016,42(05)：58-65.LIAO Hongtu.Review of space nuclear power technology development[J].Rocket propulsion,2016,42(05)：58-65.

［6］Kostin V I,Panov Y K,Polunichev V I,et al.Floating power generating unit with a KLT-40S reactor system for desalinating sea water[J].Atomic Energy,2007,102(1)：31-35.

［7］宋丹戎,秦忠,程慧平,等.ACP100模塊化小型堆研發(fā)進(jìn)展[J].中 國 核 電 ,2017,10(02)：172-177+187.SONG Danrong,QIN Zhong,CHENG Huiping,et al.Research and development of ACP100 small modular reactor [J].Chinese nuclear power,2017,10(02)：172-177+187.

［8］吳宗鑫,經(jīng)滎清.HTR-10的燃料管理 [J].清華大學(xué)學(xué)報(bào),2001,Z1,1-5.WU zongxin,JING xingqing.Fuel management of HTR-10.Journal of Tsinghua University,2001,Z1,1-5.

［9］Z.Zhang, Z.Wu, D.Wang,et al.Current status and technical description of Chinese 2×250 MW th HTR-PM demonstration plant [J].Nuclear Engineering and Design,2009,239(7)：1212-1219.

［10］Smith C F,Halsy W G,Brown N W,et al.SSTAR：The US lead-cooled fast reactor(LFR)[J].Journal of Nuclear Materials,2008,367(3)：255-259.

［11］Wider H U,Carlsson J,Loewen E.Renewed interest in lead cooled fast reactors[J].The Nonproliferation Review,2002,9(1)：161-171.

［12］Zrodnikov A V,Toshinsky G I,Komlev O G,et al.SVBR-100 module-type fast reactor of the IV generation for regional power industry[J].Journal of Nuclear Materials,2011,415(3)：237-244.

［13］Matveenko I P,Tsyboulya A M,Maturov G N,et al.Experimental studies of BREST-OD-300 reactor characteristics on BFS facilities[R].IPPE Report XA0100847,2001.

［14］N.Ueda et al.,2005.Sodium cooled small fast long-life reactor “4S”[J].Progress in Nuclear Energy,2005,47(1)222-230.

［15］Brian Triplett,Eric Loewen,and Brett Dooies,PRISM：A competitive small modular sodium -cooled reactor[J].Nuclear technology,2010,178,186-200.

［16］Haubenreich P N,Engel J R.Experience with the molten salt reactor experiment[J].Nuclear Applications and technology,1970,8(2)：118-137.

［17］Paul R.Kasten,E.S.Bettis,Roy C.Robertson,Molten-salt reactor program,design studies of 1000 MWe molten-salt breeder reactors,ORNL-3996,Oak Ridge National Laboratory,1966.

［18］Charles Forsberg,Lin-wen Hu,Per F.Peterson,Todd Allen,Advanced nuclear energy program, fluoride-salt-cooled high temperature reactors(FHRs)for power and process heat,MIT-ANP-143(Rev 0),2012.