山东石岛湾200MW高温超导发电机组：工程技术创新与经验总结

工程2（2016）112研究核能评论山东石岛湾200MW高温超导发电机组气冷堆球床模块（HTR-PM）示范电站：一项工程技术创新Zuoyi Zhang*，Yujie Dong，Fu Li，Zhengming Zhang，Haitao Wang，Xiaojin Huang，Hong Li，Bing Liu，Xinxin Wu，Hong Wang，Xingzhong Diao，Haiquan Zhang，JinhuaWang清华大学核能与新能源技术研究所，北京100084ARt i clEINf oA b s tRAC t文章历史记录：2015年10月12日收到2016年3月7日修订2016年3月9日接受2016年3月31日在线发布保留字：核能高温气冷堆模块式高温气冷堆高温气冷堆球床模块2012年12月9日在中国山东荣成石岛湾现场浇筑第一批混凝土后随后开始安装主要设备，目前电厂进展顺利，有望于二零一七年底并网单个HTR-PM反应堆模块的热功率为250 MWth，反应堆堆芯入口/出口处的氦气温度为250/750 °C，在蒸汽发生器出口处产生13.25 MPa/567 °C两个HTR-PM反应堆模块连接到蒸汽涡轮机，以形成210MWe核电站。由于中国我们在规划和实施研发、建立工业伙伴关系、制造设备、燃料生产、许可、场地准备以及平衡安全性和经济性等方面取得了成功的成果，这些经验也可供全球核界参考© 2016 The Bottoms.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版这是CCBY-NC-ND下的开放获取文章许可证（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。1. 介绍2012年12月9日，高温气冷堆球床模块（HTR-PM）示范电站在中国国家核安全局（NNSA）颁发施工许可证并完成所有政府审批程序后，在中国山东荣成浇筑了根据其59个月的时间表，该发电厂应在2017年并网反应堆厂房的土建工程于2015年6月30日完成，截至该日，所有里程碑都按计划进行。图1显示了2012年12月9日和2015年5月25日的施工现场。HTR-PM旨在扩大核能应用包括热电联产、高温热利用和制氢。在严重的事故图1.一、2012年12月9日和2015年5月25日在中国山东省建造高温气冷堆球床模块（HTR-PM）。* 通讯作者。电子邮件地址：zyzhang@mail.tsinghua.edu.cnhttp://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.0202095-8099/© 2016 THE COVERORS.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版。 这是CC BY-NC-ND许可证下的开放获取文章（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。可在ScienceDirect工程杂志主页：www.elsevier.com/locate/engZ. Zhang等人/工程2（2016）112113在三哩岛、切尔诺贝利和福岛第一核电站，这个示范工厂的建设也旨在证明，除了提高轻水反应堆（LWR）的安全性之外，创新可以为本质安全的核能技术提供另一种解决方案。世界核界为解决核能安全问题作出了巨大努力。其中，模块化高温气冷堆（MHTGR）是最具创新性和挑战性的技术之一。在20世纪80年代和90年代，政府的支持导致了德国西门子/Interatom公司的200 MW高温气冷堆（HTR）模块和美国通用原子公司（GA）的350MW高温气冷堆（MHTGR）的大量研发。这些项目在技术开发方面非常成功;然而，由于各种原因，示范工厂的实际建设尚未开始。2000年前后，中国和日本分别建造了自己的试验堆HTR-10和高温试验堆（HTTR）。南非一直致力于球床模块化反应堆（PBMR），世纪90年代在2002年出版的第四代核能系统技术路线图中，甚高温反应堆（VHTR）被选为第四代核能系统的六个候选者之一。第四代的关键要求之一是消除严重事故期间的场外应急响应。VHTR的出口温度原本计划为900美国能源部（DOE）根据2005年《能源政策法案》开展了下一代核电厂（NGNP）项目，并正在通过政府/行业合作伙伴关系建立MHTGR示范电厂项目。《科学》杂志在2005年8月的新闻焦点中报道了南非PBMR和中国HTR-PM的工作[3]。在中国，高温燃气轮机的研发计划清华大学核能与新能源技术研究院的高温气冷堆（HTGR）始于20世纪70年代中期，并于20世纪90年代完成了HTR-10试验堆的建造[4]。作为行业内的技术领导者，我们正在推进HTR- PM示范项目。2008年2月，200 MWeHTR-PM示范厂被批准为国家重大科技攻关项目的一部分该项目被命名为“大型先进PWR和HTR核电站”。根据该项目的路线图报告，中国高温气冷堆和高温气冷堆-粉末冶金技术的发展前景是：①成为一种高效的核电技术，作为压水堆技术的补充;②成为核过程热的主要技术;③通过先进核技术的创新为全球做出贡献。2. 技术创新如图 2，HTR-PM [5]由两个球床反应堆模块和一个210 MW的蒸汽轮机组成。每个反应堆模块包括反应堆压力容器（RPV）;石墨、碳和金属反应堆内部构件;蒸汽发生器;和主氦鼓风机。一个反应堆模块的热功率为250 MWth，反应堆堆芯入口/出口处的氦气温 度 为 250/750 °C ， 并 且 在 蒸 汽 发 生 器 出 口 处 产 生 13.25MPa/567 °C的蒸汽表1列出了HTR-PM的主要技术参数。HTR-PM 以 HTR-10 为 原 型 ， 并 以 德 国 HTR 模 块 和 美 国MHTGR为参考。在HTR-PM的研发过程中，我们认真研究了国际上在HTGR方面的成就和经验，并与德国球床HTGR领域的科学家合作进行了大量研究然而，在建设世界上第一座高温气冷堆示范工厂方面，合作还不够，原因如下：①尽管进行了深入研究，但高温气冷堆模块和高温气冷堆没有分别在德国和美国建造;②工程设计和设备制造技术没有转让，只有一些批准的软件和几项技术咨询协议;③随着德国科学家和工程师年龄的增长和公司的关闭，知识和经验流失。因此，中国的科学家和我们的工业伙伴必须依靠我们自己的工业和经验，开发出一流的设备，完成示范工厂虽然MHTGR的概念是相同的，但工程和技术的实施是不同的。我们在下面的小节中描述HTR-PM的创新技术。图二. HTR-PM示范核电站。(a)前视图;（b）顶视图。114Z. Zhang等人/工程2（2016）112表1HTR-PM主要设计参数参数额定电力单元MWe值210数量的模块2反应堆模块热功率MWth250有效芯直径/高度M3/11一次氦压MPa7反应器入口/出口处的氦气温度摄氏度250/750燃料元件直径mm60每个燃料元件的G7一个反应堆堆芯中燃料元件的数量420 000新燃料元件浓缩8.6%主蒸汽压力MPa13.25主蒸汽/给水温度°C 567/2052.1. 250 MWth反应堆模块功率在2006年之前，458 MWth反应堆模块被研究为具有环形堆芯，其中球体被放置在环形区域中。在环芯中间比较了两种方案：石墨球和石墨柱。石墨球方案存在的问题包括：难以说服授权机构，使其相信燃料和石墨球之间存在明确和确定的边界;由于部分氦气流经中心石墨球，出口氦气温度变得更加不均匀在石墨柱方案中，也存在问题：石墨柱必须在反应堆寿命内更换;反应堆底部需要三个以上的排放管，导致复杂的燃料球流动;中心石墨柱的结构稳定性存在困难;等等。2006年9月，确定了堆芯技术方案：由1× 458MW堆芯模块改为2 × 250MW堆芯模块。关于改变反应堆设计的主要问题是资本成本增加。经过仔细计算，发现1 × 458MW和2 × 250MW两种反应堆方案的总投资费用相差有限，因此预算保持不变。2.2. 一个蒸汽发生器中的19个螺旋传热管组件每个组件具有13 MWth的传热能力，并可在10 MWth氦气工程试验设施（工程试验设施-氦气技术（ETF-HT），工程试验设施-蒸汽发生器（ETF-SG））中在80%满功率条件下进行全尺寸试验和验证根据试验结果可以确定传热管中的水流量这些组件的其他优点包括在役检查、大规模生产和并行安装，以及与中国工业有限的制造经验相兼容2.3. 电磁轴承主氦风机采用电磁轴承的主氦气鼓风机位于反应堆一回路压力边界，以确保氦气密封并防止润滑剂泄漏到一回路中。对于HTR-PM，主氦风机使用从国际市场购买的电磁轴承。在主氦风机的工程样机上，对INET研制的电磁轴承进行了试验，以充分验证轴承与轴的配合。工程样机在热态和氮气环境下进行了100小时和500小时的全功率全速试验，还完成了与HTR-PM相同的氦气运行条件（250 °C/7 MPa）下的考虑到主氦气鼓风机的重要性，开发了另一台带有干气密封和油轴承的主鼓风机样机作为备用解决方案。电机和含油轴承放置在压力容器外部，鼓风机位于容器内部。干气密封用于限制轴贯穿件的泄漏还设计了维护密封，以便在密封氦气条件下更换干气密封装置。2.4. 24个控制棒驱动机构和6个小吸收球停堆系统HTR-PM反应性控制系统的原设计包括8个控制棒驱动机构（CRDM）和22个小吸收球（SAS）停堆系统，与30个环形侧反射器中的石墨块相匹配。由于上部空间有限，22个SAS关机系统共用11个SAS驱动系统。在反应堆启动和部分功率运行至40%功率水平期间，侧面反射器孔中的SAS被氦气驱动出反应堆堆芯，并插入控制棒以保持临界状态。运行的主氦气鼓风机导致反应堆内部构件压力下降，并给SAS停堆系统的运行带来困难和不确定性。经过详细的工程设计和测试，我们发现我们开发的SAS关闭系统无法在有限的时间内满足他们的要求。因此，我们决定将反应性控制系统改为24个CRDM和6个SAS停堆系统。反应堆只能通过CRDM进行停堆、启动和运行，SAS停堆系统成为备用停堆系统。此外，现在更容易在反应堆关闭条件下将SAS驱动回储存容器，而无需运行主氦鼓风机。2.5. 燃料装卸系统我们测试了一个全尺寸的原型的综合放电机，其中燃料球被排出一个接一个和破碎的燃料球可以分离。一个未解决的困难，没有合格的轴承被发现，导致我们分开的放电机和破碎球分离器。新的燃料装卸系统工程样机已通过试验，证明是成功的。该系统的最终技术方案满足了氦气密封、氦气条件下旋转机械的润滑和维护的要求。2.6. 基于罐的干乏燃料贮存系统每个罐的容量为40，000个乏燃料球，可以放置在带有混凝土防护罩的乏燃料储存建筑物中。由于缺乏关于海洋附近金属腐蚀的数据，因此在封闭循环中通过空气流动使用强制通风。在停电事故中，衰变热可以通过自然空气循环来去除。罐也可以放置在标准的LWR运输桶中，并在必要时运输。德国实验堆联合体（AVR）试验球床高温气冷堆已经运行了21年，从1967年到1988年，总可用系数为66%[6]。它是一个非常成功的核试验反应堆。1990年，德国工程师协会和能源技术协会发表了一份题为《AVR实验高温反应堆：未来能源技术成功运行21年》的报告[6]。在AVR中测试了10多种燃料球后，Z. Zhang等人/工程2（2016）11211520世纪80年代后期，当使用高质量TRISO燃料球时，发现在主氦循环中检测到的放射性达到非常低的水平。从早期的高温气冷堆中吸取了经验教训，如德国的AVR、钍高温核反应堆（THTR）和美国的SFV。在这些早期单元之后开发的模块HTGR的设计中采取了额外的措施，包括德国HTR模块和美国MHTGR。这些措施在HTR-PM的实践中得到3. 进展和经验3.1. 一般技术概念2002年对氦气轮机和蒸汽轮机技术进行了评估，并选择了蒸汽轮机。在此之后，技术路线图逐渐形成，从亚临界过热汽轮机，到超临界汽轮机，最后到未来的氦-蒸汽联合循环。2006年，我们决定为HTR-PM设计两个250 MW的反应堆模块，并与一个210MW的蒸汽涡轮机相结合。这两个反应堆模块的配置将为今后多模块核电站的发展提供经验。3.2. 研发2008年1月，中国国务院批准了HTR-PM项目的实施计划，该计划详细规定了研发技术路线图。针对新发现的现象和HTR-PM的技术要求，我们在研究的基础上研究了关键技术并设计了设备。在关键设备的样机制造和相关测试设施建立后，我们在热态和氦气环境下进行了全尺寸工程验证实验。经验证的设备和系统包括主氦气鼓风机、蒸汽发生器、燃料处理系统、CRDM、SAS关闭系统，氦净化系统和乏燃料储存系统。这些试验在耗费大量资金、人力和时间的同时，也揭示和解决了许多工程技术问题。 图图3显示了位于清华大学INET的HTR-PM工程实验室，其中安装了大部分测试设备。 表2列出了HTR-PM的大部分工程验证实验。3.3. 行业合作我们意识到第一个示范工厂的技术和投资风险，并努力争取中国政府的支持。2006年，HTR-PM示范装置被确定为国家16个科技重大专项之一。政府的支持对这个项目的生存至关重要。中国能源公司，公司华能山东石岛湾核电有限公司成立于2003年，是核电厂核岛的建筑工程（AE）和EPC承包商公司（HSNPC）成立于2007年，是工厂的所有者。上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司被授权制造核蒸汽供应系统（NSSS）主部件。图三. 核与新能源技术研究所（INET）的HTR-PM工程实验室和一个10兆瓦的氦工程试验设施。表2HTR-PM项目的试验设施。测试设备全称主要参数应用范围完成ETF-HT工程试验设备-氦气技术ETF-SG工程试验设备-蒸汽发生器10 MWth，7 MPa，250-750 °C，氦一个全尺寸组件，10兆瓦th，13.25 MPa，205验证蒸汽发生器和其他系统的热源验证蒸汽发生器的二回路和三回路设施完工设施和测试蒸汽发生器完成ETF-HC工程试验设备-氦气循环器ETF-FHS工程测试设备-燃料处理系统ETF-CRDM工程 试验设备控制连杆传动机构ETF-SAS工程测试设备-小型吸波球系统全尺寸，4.5 MWe，7 MPa，250 °C，氦气满量程，7 MPa，100满量程，1 MPa，100-250 °C，氦气满量程，7 MPa，100-250 °C，氦气氦循环器的验证验证燃料装卸系统最后阶段的测试验证控制棒;驱动机构测试完成验证小型吸收球系统测试完成工程试验设施-乏燃料系统全尺寸，空气，0.1 MPa乏燃料贮存系统测试完成ETF-HPS工程 氦试验净化系统TF-PBEC试验设备-卵石床等效电导率7 MPa，25-250 °C，氦气;净化流量：40kg·h-1直径3 m， 60 mm石墨球，1600 °C验证净化效率（大于95%，系统阻力小于200kPa）球床等效电导率的测量测试完成设施调试TF-PBF 3D试验设备-卵石床流3D 0.1 MPa，室温，空气，1： 5比例卵石床水流三维模拟试验研究设施制造ETF-DCS工程测试设备-分布式控制系统分布式控制系统架构和主要控制系统的全尺寸验证测试完成ETF-RPS工程试验设施-反应堆保护系统ETF-MCR工程试验设施-主控室反应堆保护系统的全尺寸、4通道验证测试完成人机界面的全尺寸测试完成116Z. Zhang等人/工程2（2016）1123.4. 装备制造2008年，根据选定的技术方案，签订了反应堆压力容器、蒸汽发生器、金属堆内构件、主氦风机等的制造合同。2008年后，该设备的总体设计保持不变，尽管在详细的工程设计中发生了许多变化。反应堆压力容器和金属堆内构件由上海电气公司制造受益于中国核电制造业的发展，中国工厂已具备制造大型反应堆压力容器和金属堆内构件的能力。在克服了锻造制造和详细工程设计方面的一些最初困难之后，反应堆压力容器和反应堆金属内部构件的制造正在顺利进行。图4显示了2015年9月RPV的状态。蒸汽发生器是最困难的设备在许多方面进行制造，包括材料、轧制和弯曲传热管、组装传热单元、最终组装、焊接、生产进度、专用工具和车间以及工程验证实验。我们研制了主氦风机样机，并精心策划、稳步推进了多项虽然这些试验也花费了相当多的时间和金钱，但我们发现并改进了许多技术细节，以确保HTR-PM的运行3.5. 燃料2005年，在INET建造了一个原型燃料生产设施，每年可生产100 000个燃料元件，以巩固制造工艺。2013年，我们开始在中国北方包头建设高温气冷堆燃料生产工厂，HTR-PM的五个燃料球的辐照试验于2012年10月在荷兰佩滕的高通量反应堆（HFR）中开始，并于2014年12月30日完成。作为HTR-PM工程的关键技术之一，燃料球已被证明达到了预期的性能。见图4。由上海电气集团公司制造HTR-PM反应堆压力容器;截至2015年9月的状态。3.6. 许可中国国家核安全局于2006年完成了HTR-PM安全审查的技术文件随后，2009年完成了施工许可证阶段的主要核安全审查。2011年完成了福岛核事故后的安全检查，并在最终安全分析报告审查前确认了验证实验清单和验收条件。HTR-PM的安全审查是逐步进行的，根据2006年批准的审查准则，HTR-PM的安全审查遵守主要适用于PWR的现行核安全法规，并因其特殊性而有一些这些要求遵循了中国国家核安全局制定的规则，并保持了守恒原则。中国的核安全许可使用与国际原子能机构（IAEA）和美国核管理委员会（NRC）类似的标准和程序。在过去的20年里，中国国家核安全局已经能够深入验证世界各地各种核电厂的安全细节。这些信息有助于他们验证不同类型反应堆的安全特性，包括HTR-PM。HTR-10的建造和两阶段许可也有助于推进HTR-PM的许可3.7. 网站2002年至2004年间，我们走访了10多个省份，在中国寻找HTR-PM示范厂的潜在厂址。最后，我们选择了山东荣成石岛湾厂址，确定了本项目的应用为并网发电HTR-PM的未来应用作为供热反应堆，它应该靠近现有的热用户，并提供100%的备用容量。消除厂外应急响应和减少低人口区（LPZ）的半径对热消费者是必要的。在热用户附近很难找到合适的核电站。由于这些困难，这个第一个示范项目的方向是发电。作为第一个与多个PWR共用场地的示范工厂，我们并不坚持从法律上消除场外应急响应，但我们的目标是证明它可以在技术上消除。在同一地点建造压水反应堆有助于分担基础设施资本成本，从而支持HTR-PM的第一个示范工厂。4. 安全性和经济性衰变热的排出是核安全中的关键问题在三里岛核事故和福岛第一核事故中，衰变热排出失败在切尔诺贝利核电站事故中，裂变功率增量引起的初始爆炸后对于轻水堆，必须研制一套以可靠的制冷和供水为保证的高可靠性的应急冷却系统。基于这些物理思想，可以创新性地找到固有安全的核技术：当我们采用三种措施时-①使用更耐热和更坚固的碳化硅（SiC）作为燃料包壳;②显著降低反应堆堆芯的体积功率密度; ③Z. Zhang等人/工程2（2016）112117极限根据能量守恒定律，反应堆堆芯的衰变热只能通过热传导和热辐射来消除，这取决于材料的性质;热对流是不必要的。经过国际核能界30多年的研究，我们建造了世界关于HTR-PM的燃料元件，可以证明，为了保持包覆燃料颗粒的完整性，最高燃料温度极限为1600正常运行时的平均功率密度为3.3MW·m3，是压水堆的1/30一个反应堆模块的热功率被选择为250 MWth，这提供了足够的裕度。 图 5给出了在冷却剂失压事故期间的反应堆燃料峰值温度，该温度不依赖于任何工程安全设施。上述安全特性可以通过可重复的全厂安全示范试验加以证明，而不影响进一步的运行。HTR-PM固有安全性的创新是根据物理定律很容易理解。然而，仍然存在两个挑战：①我们如何建造和运行HTR-PM？②高温气冷堆-固体推进剂的经济性如何关键问题是小型HTR-PM如何与比其大10倍的轻水堆工厂竞争我们使用“将N合并为1”的想法我们已经完成了一个660兆瓦的多模块HTR-PM核电站的概念设计，其中包括6个HTR-PM反应堆模块连接到一个汽轮机。每个反应堆模块的设计与HTR-PM示范工厂相同，具有独立的安全系统和共享的非安全辅助系统。多模块HTR-PM工厂的占地面积与产生相同功率的PWR工厂的占地面积没有显著差异。图6所示为一座2 × 600 MW eHTR-PM热电联产核电站。到目前为止，HTR-PM项目所有组件的供应合同已经签署。从实际的合同费用中，我们可以比较一个2 × 600 MW的多模块高温气冷堆-粉末冶金（HTR-PM）电站的详细资本费用与中国同时建设的一个实际的2 × 600 MW的压水堆电站的资本费用。根据2014年政府评估的HTR-PM电厂的资本成本，2 × 600 MWe多模块HTR-PM电厂的总价格约为PWR价格的110%-120%。上网电价由0.4 CNY·（kW·h）-1提高到0.48 CNY·（kW·h）-1，仍远低于中国市场的天然气、风电、太阳能发电成本反应堆压力容器和反应堆堆内构件的成本非常小，约占电厂总成本的2%因此，假设电厂的其他成本不变，即使反应堆压力容器和反应堆堆内构件的成本增加到其原始价值的10倍，电厂总成本的增加也可以限制在20%以内这就是上述经济评价结果背后的原因[7]的文件。为了实现本质安全的梦想，采用了“将1分为N”的哲学5. 总结发言由地震和海啸引起的福岛第一核电站核事故，提出了人类安全使用核裂变能源的能力问题世界各地的科学家创造了许多巧妙的解决方案来回答安全问题;然而，真正的挑战是如何验证这些解决方案，并确保它们在从概念阶段到市场的漫长道路上生存下来。根据核工程领域的经验，这条道路应包括基本的图五、高 温 气冷堆燃料组件在失冷降压事故中的燃料峰值温度。见图6。 2 × 600 MWeHTR-PM多模块装置。研究、概念开发、关键技术研发、试验堆的建设，最后是全规模商业示范工厂的建设。这一过程可能需要二三十年，耗资数十亿美元。在中国国家科技重大专项的支持下，清华大学的科学家们与业界和全球核能界充分合作我们理解在成功之前必须经历的困难和挑战。我们将继续完成HTR-PM项目，为中国和世界的核电发展提供技术和商业创新的反应堆HTR-PM还不是一项经过验证的技术。为此，它认为轻水堆将继续成为核电的主流确认HTR-PM是一项团队工作。在中国，这是两代科学家的努力。没有HTR-10试验堆，就没有后来的HTR-PM。它由不同的政府组织、行业合作伙伴和团队118Z. Zhang等人/工程2（2016）112成员在世界范围内，来自德国、美国、日本、南非等国家的许多科学家也为这项技术奉献了建造世界中国的HTR-PM是基于世界范围内所做的所有本文的第一作者自2001年以来一直担任INET主任，后来担任HTR-PM首席科学家。他和其他作者一样，试图从一个特殊的角度来表达这个项目的工程和技术。遵守道德操守准则Zuoyi Zhang、Yujie Dong、Fu Li、Zhengming Zhang、HaitaoWang、Xiaojin Huang、Hong Li、Bing Liu、Xinxin Wu、HongWang、Xingzhong Diao、Haiquan Zhang和Jinhua Wang声明他们没有利益冲突或财务冲突需要披露。引用[1] R. Reutler H.在高温气冷堆中采用模块化的优点。核工程1984;78（2）：129-36。[2] 美国能源部核能研究咨询委员会，第四代国际论坛。第四代核能系统的技术路线图。美国：美国能源部核能研究咨询委员会，第四代国际论坛; 2002年。报告编号：GIF-002-00[3] Clery D.反应堆：核工业敢于梦想一个新的黎明。Science 2005;309（5738）：1172-5.[4] 吴志新，林东成，钟德兴。HTR-10的设计特点。核工程2002;218（1-3）：25-32。[5] Zhang ZY，Wu ZX，Wang DZ，Xu YH，Sun YL，Li F，et al.中国2 × 250MWth高温气冷堆-粉末冶金示范厂现状及核工程2009;239（7）：1212-9。[6] Baumer R，Barnert H，Baust E，et al.;德国工程师协会（The German EngineersAssociation）能 源 技 术 协 会 AVR 实 验 高 温 反 应 堆 ： 未 来 能 源 技 术 成 功 运 行 21 年 。Dusseldorf：VDI-Verlag; 1990.[7] 张志英，孙扬。基于中国HTR-PM项目的模块化反应堆核电厂的经济潜力。核工程2007; 237（23）：2265-74。