先進小型反應(yīng)堆技術(shù)現(xiàn)狀及未來發(fā)展趨勢研究

陳仁宗 王冠

【摘 要】隨著我國工業(yè)化進程的不斷深入，能源需求呈剛性增長和多元化發(fā)展，小型反應(yīng)堆尤其是第四代液態(tài)金屬冷卻小型堆由于安全性、經(jīng)濟性和移動性等優(yōu)勢具有廣闊的應(yīng)用前景。本研究通過調(diào)研目前小型堆的市場需求與當(dāng)前三代輕水冷卻小型堆的技術(shù)特點，論證了發(fā)展小型堆的必要性與三代輕水冷卻小型堆在核燃料利用方面的局限性。在此基礎(chǔ)上，進一步調(diào)研四代小型堆的技術(shù)特點與研發(fā)現(xiàn)狀，并在安全性、經(jīng)濟性與應(yīng)用前景三方面對四代小型堆與三代小型堆進行對比分析，得出四代液態(tài)金屬冷卻小型堆較輕水冷卻小型堆更為安全，具有固有安全特性的結(jié)論；在經(jīng)濟性方面，可以采用閉式燃料循環(huán)，總投資成本更低；在應(yīng)用前景方面，可以更好適應(yīng)邊遠地區(qū)核動力系統(tǒng)、航空航天核動力系統(tǒng)、軍事核動力平臺以及其他方面的發(fā)展需求。

【關(guān)鍵詞】小型反應(yīng)堆；市場需求；第三代反應(yīng)堆；第四代反應(yīng)堆

中圖分類號： TL41 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）03-0015-004

Current Status and Development Tendency of Advanced Small Reactors

CHEN Ren-zong1 WANG Guan2

（1.Institute of Nuclear and New Energy Technology， Tsinghua University， Beijing 100084， China；

2. China Nuclear Industry Huajian Asset Management LTD.， Beijing 100123， China）

【Abstract】With the development of industry in China， energy demand keeps increasing monotonically and develops towards diversification. Small reactors， especially the Generation IV liquid metal cooled small reactors have broad application prospect due to the advantages on safety， economy and mobility. This study summarized the market demand of small reactors and the technological features of Generation III light water cooled small reactors， and demonstrated the necessity of developing small reactors and the limitation of Generation III light water cooled small reactors on the utilization efficiency of nuclear fuel. Then the technological features and status of Generation IV small reactors were summarized， and the performances of Generation III and IV small reactors on the safety， economy and application prospect were compared. It was indicated that Generation IV liquid metal cooled small reactors featured with inherent safety are safer than Generation III light water cooled small reactors. Generation IV liquid metal cooled small reactors based on closed nuclear fuel cycle are more economical than Generation III light water cooled small reactors due to low cost of investment. Furthermore， Generation IV liquid metal cooled small reactors are suitable for the application in remote areas， aerospace， and military fields.

【Key words】Small reactor； Market demand； Generation III reactor； Generation IV reactor

1 小型反應(yīng)堆研究背景

根據(jù)國際原子能機構(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：1）模塊化設(shè)計和建造，具有良好的經(jīng)濟性；2）可組裝成一體化堆，方便運輸，解決相對孤立系統(tǒng)的用電問題，增強防止核擴散能力；3）擁有非能動余熱排出系統(tǒng)等一系列非能動安全系統(tǒng)，顯著提高了反應(yīng)堆的安全性。

作為大中型核電機組的有益補充，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)，是解決偏遠內(nèi)陸、海島等遠離主電網(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)濟性以及市場應(yīng)用上的特點，確定小型鉛基冷卻快堆具有良好的經(jīng)濟性和廣闊的應(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，同時在大型核電站建設(shè)困難的偏遠地區(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，實現(xiàn)以小型堆為核心的熱電聯(lián)產(chǎn)、熱汽聯(lián)產(chǎn)等。

表1 小型反應(yīng)堆市場需求[2]

Table 1 Market demand of small reactors

近年來，隨著國力的不斷增強，我國不斷提出加強海洋建設(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。另一方面加強我國的海洋國防，滿足南海補給基地和島礁的能源需求。基于小型堆技術(shù)的海洋核動力平臺可以提供電力、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，且具有一次裝料運行時間長，運行成本低、無有害氣體排放、續(xù)航力高、海洋環(huán)境適應(yīng)能力強等優(yōu)點，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)電機組小于500 MWe，同時發(fā)展中國家的經(jīng)濟實力有限，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)濟帶”和21 世紀“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)計中，最為常見的是輕水堆設(shè)計。這主要是因為數(shù)十年的輕水堆建造及運行經(jīng)驗使得該反應(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)計方面，大部分設(shè)計都采用了“一體化”壓水堆設(shè)計，將一回路的設(shè)備集中布置于壓力容器中。在經(jīng)濟性方面，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非能動安全系統(tǒng)的面世及成功推廣，“非能動”的理念也被借鑒到現(xiàn)有的小型堆設(shè)計中。

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立的小型輕水堆設(shè)計方案，絕大部分設(shè)計方案處于設(shè)計或評審階段，俄羅斯部分堆型已進入建造或運行階段。其中，基于核動力破冰船技術(shù)的KLT-40s反應(yīng)堆由俄羅斯Afrikantov OKBM設(shè)計，基于該堆型設(shè)計建造的Akademik Lomonosov浮動核電站于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)集團公司自2004年開始設(shè)計研發(fā)我國自主的小型輕水堆ACP100，目前已進入工程設(shè)計階段，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行建設(shè)，預(yù)計建設(shè)兩臺100 MWe的ACP100機組[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驗堆和大型示范堆的基礎(chǔ)上，為了適應(yīng)國際社會對反應(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理傳輸?shù)蕉淹?；反?yīng)堆功率密度較低，從設(shè)計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。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驗堆（HTR-10）的研發(fā)工作[8]，由清華大學(xué)承擔(dān)，并于2003年實現(xiàn)了滿功率運行?；趯嶒灦训目蒲泄ぷ骱徒?jīng)驗，高溫氣冷堆商用示范堆（HTR-PM）項目于2001年啟動，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、陸上獨立電網(wǎng)等對功率和體積要求較為嚴格的市場方向。同時，其乏燃料后處理技術(shù)不完善也使得其在燃料經(jīng)濟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，沸點較高，反應(yīng)堆可運行于常壓狀態(tài)，堆芯冷卻劑出口溫度較高，可實現(xiàn)較高的熱電轉(zhuǎn)換效率；中子能譜較硬，具有較強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，冷卻劑空泡價值在整個壽期內(nèi)均為負，避免了大型商業(yè)快堆設(shè)計重點關(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的自然循環(huán)能力，可設(shè)計為自然循環(huán)運行模式，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)計方案包括日本4S、美國PRISM和NHPM[14-15]。基于鉛基冷卻反應(yīng)堆驅(qū)動的核潛艇研發(fā)過程中積累的80多堆年運行經(jīng)驗，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——中國實驗快堆，于2011年7月成功并網(wǎng)發(fā)電，標志著我國已掌握先進鈉冷快堆的設(shè)計建造技術(shù)。

由于鈉具有化學(xué)性質(zhì)活潑的特點，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)材料具有較強的腐蝕和沖蝕作用，同時在堆內(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

熔鹽堆具有很強的負溫度反饋系數(shù)和空泡系數(shù)，允許自動負荷跟蹤運行。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，會熔化預(yù)先設(shè)計的冷凍塞， 將燃料鹽自動排入預(yù)先準備的、非能動冷卻的、次臨界安全的儲罐內(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驗室（ORNL）。1965年，ORNL建成了以釷-鈾燃料循環(huán)為研究目的的MSRE熔鹽實驗堆[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)計方案均處于設(shè)計階段，距離工業(yè)應(yīng)用尚有較遠距離。

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力發(fā)展的重點，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，操作維護簡單，有希望實現(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)濟性和使用靈活性。

對于鈉冷快堆，由于鈉的活性太強的弱點，對于運行維護要求太高，在特殊領(lǐng)域：例如航天動力、太空探索等方面，由于鈉的密度低，導(dǎo)熱性能好的特點，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：海洋核動力平臺、艦船核動力、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式）等。

綜上，小型鉛基快堆具有最好的經(jīng)濟性和更廣的應(yīng)用前景，是目前最有前途的核動力選項。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的毒性和防護措施，堆芯的設(shè)計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

主要體現(xiàn)在一體化和標準化設(shè)計，進而實現(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)計創(chuàng)新性能源輸出接口方式，實現(xiàn)更加靈活、高效、方便的應(yīng)用，也尤為重要。

（2）嚴重事故PSA分析及嚴重事故后經(jīng)濟評估

模塊化小型堆具有靈活、多用途的特點，同時對反應(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)計基準的事故必須進行深入研究。目前，對于鉛基堆嚴重事故的研究還很有限，迫切需要基于不同的應(yīng)用場景，分類研究嚴重事故的緩解方法和應(yīng)對放射性物質(zhì)擴散的技術(shù)，并進行綜合經(jīng)濟性評估。

（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，會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)濟性以及市場應(yīng)用上的特點，確定小型鉛基冷卻快堆具有良好的經(jīng)濟性和廣闊的應(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】

[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)建中國海洋核動力平臺產(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.推動共建絲綢之路經(jīng)濟帶和21世紀海上絲綢之路的愿景與行動[N].人民日報，2015-03-29（004）.

[5]廖宏圖.空間核動力技術(shù)概覽與發(fā)展脈絡(luò)初探[J].火箭推進，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， 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 MWth 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.