概述SMR-160是由美国Holtec公司开发的小型模块化反应堆，采用压水堆技术，可产生525 MW热能或160 MW净电能。
设计采用了非能动安全系统以实现高度可靠的设计，保护业主投资免受所有假想事故、有意破坏或无意人为活动的影响。
根据Holtec的设计理念，SMR-160被设计为一个“自动安全”的电厂，无需操作员动作即可应对设计基准事故并安全地排出衰变热。
与传统核电厂相比，SMR-160电厂更为简化，通过将非能动安全系统与自然循环一回路NSSS结合，提高其可制造性、可建造性和可维护性。
SMR-160采用模块化施工，最大的可运输部件（按尺寸和重量计算，最大设备是蒸汽发生器）在工厂制造和组装后运输到现场，首堆预计建造周期为36个月，批量化项目的预计建造周期将缩短到30个月或更短。
SMR-160的主要应用目标是发电或实现联合应用（例如制氢、储能、区域供热、海水淡化等）。
通过使用Holtec空冷冷凝器，SMR-160的设计可应用到缺水地区。
SMR-160具备“黑启动”和隔离运行能力，使其成为不稳定电网或无电网应用的理想选择。
通过在NSSS内整合非能动安全冷却系统和能动非安全系统来实现纵深防御，所有关键部件位于地面以下，并由坚固的安全壳外壳结构保护。
核电厂设计为“自动安全”，安全壳内设置一个小容量乏燃池且源项较小，因此与现有核电站相比，在不依赖操作员动作的情况下，安全性（如CDF）提高了一个数量级。
反应堆堆芯位于水平面以下深处。
不依赖现场或非现场电源关闭反应堆并将衰变热排出到环境中（因此实现本质安全）。
非能动冷却用于设计基准停堆。
在事故情况下，反应堆冷却剂系统通过热虹吸作用持续循环。
反应堆运行无需能动设备（泵）。
为最大限度保障安全，所有重要设备都位于受保护和无法进入的区域。
NSSS设备位于水平面以下。
内壳采用钢制安全壳，用于在设计基准事故中通过非能动冷却向环境排热。
所有安全相关系统都位于安全壳内。
通过设计消除大破口冷却剂丧失事故（LOCA），反应堆冷却剂系统（RCS）回路中没有大口径管道。
燃料通过安全壳结构实现防飞机撞击；厂址源项100%位于安全壳内，包括反应堆和乏燃料池中的燃料。
反应堆系统的设计能够承受美国和国际认可的假想极端事件。
反应堆堆芯上方的高位水箱提供了大量冷却剂，确保堆芯永远不会裸露，并确保燃料和包壳的峰值温度不会超过正常工作温度。
主要设计特征SMR-160设计理念以在设计基准事故下不依赖能动系统或操作员动作实现安全性为主要准则，同时确保SMR-160在全球市场上具备固有安全性、可制造性、可建造性和经济竞争力。
SMR-160是采用自然循环反应堆冷却剂系统（RCS）一回路的压水堆。
RCS由反应堆压力容器（RPV）和偏心布置的蒸汽发生器（SG）组成，一体化稳压器焊接在蒸汽发生器顶部。
RPV和SG通过唯一接口连接，该接口通过同心管道同时包括热管段和冷管段。
偏心布置允许在换料期间无需移动RPV或SG即可接近堆芯。
根据ASME规范，整个一回路压力边界即上述的组合容器，没有任何回路管道。
SMR-160采用传统换料组合实现高效反应堆堆芯设计。
反应堆堆芯包含标准长度的17x17商用压水堆燃料组件，以及典型磁力驱动控制棒组件。
RPV内的反应堆堆芯、控制棒组件和控制棒驱动杆通过反应堆堆内构件支撑。
堆芯典型换料周期为2年，并可以根据业主要求灵活减小或者增加。
长期反应性控制由与燃料集成的可燃毒物实现，可燃毒物设计用于优化3D功率分布、冷停堆裕度和热过量反应性。
短期反应性控制通过调节可溶硼和移动控制棒组件（CRA）实现。
CRA由基于现有电磁-机械技术的控制棒驱动机构（CRDM）控制。
CRDM位于RPV上封头。
RPV是ASME第III卷一级厚壁圆柱形压力容器，具有整体焊接的底封头和可拆卸的顶封头。
SG和RPV的偏心布置使得能够使用传统的外部控制杆驱动机构，并且相对于典型的一体式压水堆设计大大简化了换料操作。
反应堆堆内构件设计为从容器底部进行支撑，并且可以完全更换。
SMR-160 RCS完全通过由一回路水密度差以及RPV和SG高差形成的自然循环来运行，系统中没有反应堆冷却剂泵。
RCS由三个主要设备组成，一个反应堆压力容器 (RPV)，一个蒸汽发生器 (SG) 和一个一体式稳压器 ，可认定为一个联合容器。
SMR-160包括一个、立式布置、一次通过式直管SG，反应堆冷却剂在经过热处理的Inconel 690管内流动。
使用直管使其能够易于接近并进行在役检查。
SG使用过冷给水在壳侧产生过热蒸汽。
SG壳侧的二回路水装量大，提供了很大裕量避免蒸干。
稳压器集成到蒸汽发生器中，使用加热器和冷水喷嘴来执行典型微压器的功能。
稳压器与蒸汽发生器的一体化设计，消除了主管道。
稳压器具有较大的相对容量消除了对能动安全阀的需求，并简化了操作。
安全系统SMR-160的安全基础包含了通过多种不同的途径来排出衰变热的纵深防御。
所有的安全系统都位于坚固的安全壳结构内，使其免受外部威胁。
假想冷却剂失水事故（LOCA）所需的所有补给水都来自安全壳内。
在安全壳外壳结构和安全壳内壳结构之间的环形封闭水池中还有大量的水装量，提供长期的事故后应对措施，并允许在设计基准事故发生后，在没有任何操作员动作或补水的情况下，实现将衰变热转通过空气冷却转移的无限期应对措施。
SMR-160所依赖的非能动和冗余的安全系统同样通过自然循环运行。
非能动安全系统确保可以维持安全停堆，并在不需要电源、补水或操作人员动作的情况下无限期地进行排出余热。
非能动堆芯冷却系统（PCCS）的设计用于假想事故中向RCS提供紧急的堆芯冷却和补水。
该系统使用自然循环进行堆芯冷却、压缩气体膨胀和重力注入进行堆芯补水等非能动手段，不使用泵等能动部件。
PCCS由四个主要的子系统组成：一回路衰变热排出系统（PDHR），使反应堆冷却剂通过热交换器将热量排到充满水的二回路实现冷却冷却剂。
二回路衰变热排出系统（SDHR）自动卸压系统（ADS）非能动堆芯补水系统（PCMWS）SMR-160的乏燃料池位于安全壳内，SMR-160通过将乏燃料池的冷却和补水整合到通用的反应堆保护策略中，在假想事件期间为乏燃料提供紧急冷却。
对于长期冷却和补水，乏燃料池作为安全壳联合地坑一部分，将安全壳内的冷却剂再循环到反应堆。
SMR-160安全壳系统采用双壳接口，内壳是钢制安全壳结构（CS），外壳为钢筋混凝土安全壳结构（CES）。
外壳为外部事件提供屏蔽和防护。
除了防止放射性裂变产物释放到环境中外，安全壳系统还充当大型非能动热交换器。
非能动安全壳热量排出系统（PCHR）以非能动方式冷却安全壳空间，无需能动驱动。
金属安全壳壁的大传热面积和高导热性使得热量几乎瞬时排到环廊水池中，之后环廊水池将热量排放到环境。
SMR-160自然循环驱动的反应堆冷却剂回路能够与优化的简单蒸汽循环匹配，并能很好地进行负荷跟踪。
SMR-160设计能实现大于95%的高容量因子，预计每两年燃料循环的换料停堆时间为10天。
对非能动安全特性的依赖和消除假想事件后操作员动作使得电厂更为安全。
堆芯损坏频率计算值为10E-8/年，更为重要是仅考虑核电厂安全系统时，数量级为是10E-7/年。
电厂布置SMR-160电厂占地面积约4.5英亩（约18000平方米），由安全壳、反应堆辅助厂房、放射性废物厂房和公用设施等组成。
SMR-160反应堆位于内层安全壳（CS）内，并由钢-混凝土模块组成的安全壳外壳结构（CES）保护。
CES针对导弹加固，保护CS和安全系统免受最严重的环境危害或破坏。
近一半的CS和CES位于地下。
这些结构容纳所有安全系统和乏燃料池。
反应堆辅助厂房容纳大量电厂辅助系统。
该厂房设计用于处理乏燃料，以便使用Holtec HI-STORM UMAX模块（一种地下干式存储技术）进行乏燃料的干式现场临时存储，而无需对标准电厂设计进行任何修改。
集成的HI-STORM UMAX系统也可用于将乏燃料场外运输至集中储存设施，无需重新包装。
SMR-160的高水平废物管理和处置受益于Holtec干式储存技术的集成，将乏燃料通过MPC-37多用途罐从乏燃料池中取出后，电厂寿期内的所有乏燃料都可以现场存储在HI-STORM UMAX模块阵列内。
MPC-37是一种两用罐，被批准用于在HI-STAR 190运输外包装内进行场外运输。
汽轮机和相关系统安装在汽轮机厂房内的地面上。
SMR-160采用侧面排汽蒸汽轮机，并可配置采用空气冷凝器。
电气系统由主发电机、主变压器、辅助变压器、非安全柴油发电机和1E级电池组成。
电气系统的设计允许在“孤岛模式”下进行隔离操作，以及独立于电网进行启动或“黑启动”。
运维经济性考虑SMR-160的创新设计减轻了运行负担，并实现安全性、可靠性和可用性目标。
SMR-160的以下特点显著降低了运维成本：80年寿期。
厂址地下储存80或100年运行所产生的乏燃料。
一回路系统基于自然对流循环，消除了反应堆冷却剂泵、相关密封件以及使泵可靠运行所需的其他部件。
蒸汽发生器提供过热干蒸汽以保持汽轮机叶片寿命。
安全相关系统、结构和设备中的所有ASME焊缝都具备可检查性，以便于能够进行在役检查。
内层安全壳由外层安全壳结构保护，外壳设计能够承受飞机撞击。
未在地下储存的所有受辐照燃料均位于安全壳内部，并由安全壳外壳结构进行保护，以满足特定核材料的核安全和核安保要求。
SMR-160使用先进的自动化数据收集和诊断工具，最大限度地减少紧急人工维护需求。
调试和运行SMR-160所需的运行简单性和适度支出将使其成为向发展中国家提供无污染核能的理想解决方案，同时有助于向发达国家扩大可靠和负担得起的能源供应，并维持全球经济增长。
其他SMR-160设计为在每个换料循环从堆芯移出大约1/3的燃料组件，同时将剩余的燃料组件的一部分重新调整位置。
乏燃料在乏燃料池中进行短时间贮存，乏燃料池和反应堆均位于安全壳内，受到特殊保护。
新燃料组件使用Holtec的HI-STORM系统交付，该系统在全球轻水反应堆中拥有数十年的运行经验，HI-STORM系统已获得美国核管会的多个许可批准。
将核电厂维持在安全停堆状态所需的重要区域和设备较少，安全壳不能进入且能抵御放射性破坏。
安全壳在运行期间封闭，无法进入。
前述是优于当前运营电厂的优势，因为其大大减少了电厂的“目标”数量和所需的安保规模。
现场布局可以通过使用无人机、机器人和远程监控保障安全。
根据美国核管会定义的流程，需要建造热工水力试验设施，以获取用于对SMR160-进行基准测试的数据和信息。
该设施提供系统性能特征和重要热工水力现象的数据，以支持验证和确认。
该设施目前（2022年）正在进行建造，在美国Idaho国家实验室（INL）集成和分离效应测试（ISET）设施开展的试验计划于2023年下半年启动。
根据世界核能协会的数据，全球90%以上的在运燃煤发电厂电功率在500 MW以下。
在美国，2010-12年间退役的燃煤机组平均为97 MWe，而预计在2015-25年退役的燃煤发电机组平均为145 MWe。
SMR-160的尺寸非常适合小型发电厂市场，该市场需要用安全、清洁的能源替换碳排放发电。
SMR-160的电力输出规模使其非常适合用清洁的绿色能源取代有碳排放的煤炭或联合循环发电厂，并将对厂址现有基础设施的影响降到最低，可以取代世界各地的许多中小型化石发电厂，尤其是位于城市人口中心或附近的发电厂。
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