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user: 1. 引言 1.1. SMR定义 小型模块化反应堆(SMR)包含三个关键词：小型(Small)、模块化(Modular)和反应堆(Reactor)。 “小型”含义是指反应堆的额定输出功率相对大型核电站要小，SMR通常指反应堆输出的额定功率水平在10 MWe~300 MWe左右的反应堆 [ 1 ]。SMR的功率选择需要满足实际工业应用的需求，从而实现区域有限能源应用以及自由灵活的规模化生产匹配要求，必要时可实现与小规模电网的有机匹配。 “模块化”指的是核蒸汽供应系统(NSSS)采用模块化设计和组装 [ 2 ]，当NSSS系统与动力转换系统或工艺供热系统进行耦合连接后，就可以实现所需的能源产品供应。系统部件模块组装可以由一个或多个子模块进行组装，还可以根据热工参数匹配性要求从一个或多个模块机组组装成大规模发电厂，以用于生产电力或其他用途。更为重要的是，模块的安装部署可以随着时间的推移进行灵活安排施工顺序，以适应当地区域电力负荷增长的发展趋势，并在规定的时间内灵活调整投资支付时间。通过设备装配工厂制造并组装零部件或设备模块来建造电厂的方法是一种成熟的模块化施工建造技术，尽管该方法已经被绝大多数的SMR所采用，但模块化施工技术却属于成熟的施工工艺，现已经被在建的核电站、船舶领域、航空航天领域所广泛应用。相比之下，SMR更容易实现模块化的快速组装和施工建造。 “反应堆”指的是一个系统概念，在这个系统中进行着受控原子核的核裂变反应过程。 1.2. SMR发展 从历史上看，早期用于商业发电的反应堆功率规模和设备配置相对较小，主要是由于中子核反应过程充满了高度的危险性，工程师必须采取慎之又慎的工程措施。 为了获得建设和运营经验，研究人员需要从安全性高的低功率水平反应堆开始建造核电站，从而获得足够的工程可行性实践证明，随着运行经验的积累，继而开发更高功率水平的反应堆。经过半个世纪的反应堆工程运行经验，商用反应堆技术已经得到成功应用，最大额定功率高达1660 MWe。 此外，陆上小型核电机组也得以应用，从而为偏远、能源缺乏的军事地点提供电力供应。在海洋领域，用于潜艇、海军和商业船只的核动力推进技术也得到了广泛应用，特别是海军核动力方面。 模块化结构设计和制造技术在历史上被广泛用于批量化流水线产品生产。新的思路是对小型反应堆进行模块化设计和制造，由单一或多个模块组成小型模块机组，以适应小型或大型电网的负荷调度需求，从而创建新的核能发电应用场所，同时利用模块化来大幅降低投资成本。为了达到大型核电站同等功率规模和经济效益，可采用多个相同的、造价低廉的小型反应堆模块机组群，采用简单、紧凑的系统设计，以实现与大型核电站同等的经济竞争力，降低成本。 1.3. SMR演变 历史上 [ 2 ]，商业核能发电技术源自小型轻水堆(LWR)技术，如1958年开始运行的美国希平港压水堆核电站(60 MWe)，该核电站的反应堆是由贝蒂斯海军原子能实验室设计的，当初设计有两个用途，一是为航空母舰提供动力，二是为核反应堆商业发电提供安全示范；1960年，西屋公司设计的杨基压水堆核电站(185 MWe)投入运营；1962年，B&W公司设计的印第安角压水堆核电站(275 MWe)投入运行；1960年，通用电气公司设计的德累斯顿沸水堆核电站(210 MWe)投入运行。这些小型反应堆都属于轻水堆技术 [ 1 ]。 早期美国陆军核能计划开发的八个军用陆地核反应堆设施包括 [ 2 ]：1) 1957年，弗吉尼亚州贝尔沃堡的陆上固定式核电站成功运行，比希平港核电站早7个月完工，比阿拉斯加的格里反应堆达临界时间早5年；2) 1962年，美国部署在南极麦克默多湾的可移动式反应堆投入运行；3) 1967年，美国在部署在巴拿马城海岸的可移动式驳船装载的反应堆投入运行。这些核反应堆的功率范围介于1.75 MWe至10 MWe之间，除了发电功能外，还可以提供供热或淡水生产功能。早期前苏联研发的小型移动式反应堆名称为PAMIR反应堆，它主要用于为远程军事雷达前哨提供动力。1961年，前苏联建成移动式小型发电功率为2 MWe的TES-3核电站，该设计在20世纪80年代被修改为更小、更机动的630 kWe的反应堆装置 [ 1 ]。 早期SMR应用数量最多的领域是美国的海军核能应用项目，美国海军率先将核能应用于潜艇和水面舰艇的推进动力，已陆续制造了几百个压水堆和一个小型钠冷堆。此外，一些国家已经在海军推进方面大力跟进，最引人注目的是俄罗斯，它将水冷潜艇反应堆的技术发展扩大到使用铅铋冷却剂的核潜艇，还建造了大量海军水面核动力舰艇和核动力破冰船。 此外，核能在商业船舶动力推进方面也得到了工程示范应用，特别是海洋货轮船、破冰船等方面的应用，尽管核商船至今仍没有取得商业成功，但技术是可行的。截止到目前，世界上建成的核商船共有四艘：1) 1962年，美国萨凡纳号(NS Savannah)核动力货船投入商业服役，该核商船的反应堆功率为74 MWt，使用9年后于1971年退役；2) 1968年，德国奥托•哈恩(Otto Hahn)核动力货轮船正式投入使用，该核商船的反应堆功率为38 MWt，使用9年后于1979年退役；3) 1972年，日本陆奥号(Mustu)核动力船建成并完成首炉装料，该核船的反应堆功率为36 MWt，随后由于种种原因而于1995年退役；4) 1988年，俄罗斯用于北极地区的Sevmorput号核动力集装箱船投入使用，该核动力船舶反应堆功率为135 MWt，至今仍在服役之中。目前，正在服役的民用核动力船舶中，几乎全部是核动力破冰船，这些破冰船都属于俄罗斯。 奥托•哈恩号反应堆的设计别具特色，因为它采用一体化布置设计，当前各国正在研发的小型压水堆普遍多采用这种一体化布置设计。一体化布置设计指的是将反应堆冷却剂系统的所有部件和连接管道均布置在反应堆压力容器中，冷却剂在反应堆压力容器内完成压水堆的一回路系统循环流程，主要系统部件，如堆芯、控制棒及其驱动机构、蒸汽发生器、主泵和稳压器等通过压力容器内的巧妙布置进行相互连接。这种布置方式大大简化了一回路系统的工艺流程，提高了系统固有安全特性。 到目前为止，俄罗斯建造了10艘核动力破冰船，有4艘在服役，1艘刚于2019年12月完成首次试航验证工作，另外5艘已退役。俄罗斯在核动力破冰船技术上遥遥领先，且仍旧是世界上唯一拥有核动力破冰船的国家，所有核动力破冰船均由俄原子能国家集团核动力破冰船公司负责管理和运营。俄罗斯现已发展了四代六型核动力破冰船，其中包括在研项目，如第一代核动力破冰船“列宁”号、第二代核动力破冰船“北极”级和“泰米尔”级、第三代也是目前建造中的最新一代的核动力破冰船“LK-60”级、已开始研发工作的第4代核动力破冰船“领袖”级和LK-40级(10570)。“列宁”号核动力破冰船装备了3座OK-150型压水堆(90 MW)，后由于在换料期间发生事故，堆芯受损，于1970年换装了2座OK-900型压水堆(159 MW)，为螺旋桨提供32 MW推动力。“北极”级核动力破冰船装备有2座OK-900A型压水堆(171 MW)，为螺旋桨提供54 MW推动力。“泰米尔”级核动力破冰船装备了1座KLT-40M型压水堆(171 MW)，为3个螺旋桨提供35.5 MW推动力。第4代核动力破冰船使用了新型的RITM-200一体化压水堆技术，配备2座RITM-200型核反应堆(175 MW)，为螺旋桨提供60 MWe推动力，具备9级破冰能力。俄罗斯还建成了一座非自航式浮动式核电站“罗蒙诺索夫院士”号，用于为偏远的沿海城镇提供电力供应，整个浮动式核电站已经于2019年交付，由两座改造过的破冰船反应堆提供动力，反应堆采用2台KLT-40S型反应堆，单堆功率为35 MWe，整艘浮动式电站可以提供70 MWe电力、300 MWt的区域供热，或者240，000 m 3 /d的淡水。 核推进系统军用飞机的发展始于1946年 [ 2 ]，美国通过核能飞机推进系统(NEPA)规划下的飞机用核能推进(ANP)项目名义陆续进行了两种不同的核动力喷气发动机系统研发：通用电气开发的直接气体循环概念和普惠公司开发的间接气体循环概念。当时，只有直接气体循环概念设计进展到足以研发出可以使用的反应堆装置。通用电气公司的第一个研究成果是飞机用反应堆试验(ARE)装置，ARE试验在1954年成功运行了1000 h，它是一个以熔融氟化物盐(NaF-ZrF 4 -UF 4 )为核燃料、氧化铍(BeO)为慢化剂、液体钠为二次冷却剂、功率为2.5 MWt的小型核反应堆。1955年，飞机用核能推进项目促成了X-39发动机的研制成功，发动机所需能量由热传反应堆实验1号(HTRE-1)供应，HTRE-1随后被HTRE-2实验装置所取代，最终被带有两个喷气涡轮提供动力的HTRE-3所取代，HTRE-3核辐射屏蔽系统采用了流线型设计。后来，题名为“航空器防护测试反应堆(Aircraft Shield Test Reactor: ASTR)”的反应堆装置被安装在经过改装过的B-36轰炸机上，用于测试屏蔽效果，而不是为飞机提供动力。1961年，核能推进系统飞机规划项目全部被取消，之后美国再没有进行过核能推进航天飞机研究。后来，美国在太空领域不断研究并开发类似火星探测器用小型空间核反应堆电源，前苏联也提出了核热电直接转换型空间反应堆技术。 早期的反应堆研究基本上都采用较小功率规模的核能装置，受制约于当时的技术先进程度以及对核能风险的谨慎发展观念。目前，由于新的潜在应用价值，SMRs被重新提上研究热潮，表1列出了一些国家正在设计或建造的小型模块化反应堆核电厂，表中以反应堆冷却剂的不同进行分类 [ 1 ] [ 2 ]。 Table 1 Under development SMRs in the worl 堆名 额定功率(MWe) 国家 供应商/工程公司 状态 轻水冷却(压水堆PWR) ACP100 100 中国 CNNC 建造中 CAREM 27~100 阿根廷 CNEA/INVAP 建造中 KLT-40S 35 俄罗斯 OKBM 已于2019年建成 mPower 125 美国 B&W/Bechtel 初步设计 NuScale 45 美国 Nu Scale/Fluor 施工设计 SMR-160 160 美国 Holtec 概念设计 W-SMR >225 美国 西屋公司 概念设计 SMART 100 韩国 KAERI 施工设计 FLEXBLUE 160 法国 DCNS 概念设计 轻水冷却(沸水堆BWR) VK-300 300 俄罗斯 RDIPE&NIKIET 概念设计 重水冷却(重水堆HWR) PHWR 200 印度 印度核能公司 已经运行 气体冷却 Antares 250 法国 AREVA 不详 EM2 240 美国 美国通用原子能公司 概念设计 HTR-PM 2 × 105 中国 清华/华能 施工建造 液态金属钠冷却 PRISM 311 美国 美国通用电气和日立 概念设计 GEN4 25 美国 Gen4能源(Hyperion) 概念设计 4S 10 日本 东芝公司 概念设计 液态金属铅或铅铋冷却 BREST 300 俄罗斯 RDIPE 详细设计 SVBR-100 100 俄罗斯 AKME (Rosatom) 详细设计 表1. 国际上正在研究的SMRs