轻水堆

压水反应堆原理示意图轻水也就是普通水(H2O)，为了与重水即氧化氘(D2O)区别，把用做反应堆的冷却剂和中子的慢化剂的普通水(H2O)，叫做轻水。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高。

轻水堆，又叫轻水反应堆（英文：Light Water Reactor，LWR），是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆，是和平利用核能的一种方式。

现有大部份的商业运转核能反应炉均为此型式，用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能，高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，高温高压的蒸汽推动汽轮机，进而推动发电机旋转。

轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。

沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下。

加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。

1992年运行的413座核电站中，轻水堆核电站约占64.15%，装机容量约占80%，加上正在建设和已经订货的轻水堆核电站将占80%，装机容量将占90%。

压水堆，又叫压水反应堆（Pressurized Water Reactor，

PWR）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆。压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。

工作原理：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。

压水反应堆一回路冷却水在高压（15×10^6~16×10^6Pa）下通过反应堆容器循环运行，一回路温度达320℃左右，仍保持液体而不沸腾的反应堆。压水堆以低浓二氧化铀作燃料，净化的核纯轻水作冷却剂和慢化剂。一回路的冷却剂将堆芯发出的热量通过蒸汽发生器把热量传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮发电机发电。压水堆的燃料浓缩度为3%，以锆合金作包壳，每200多根燃料元件组装成方型截面燃料组件，安装在堆芯中。

压水堆作为一种技术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。

中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，

沸水堆，又叫沸水反应堆（Boiling Water Reactor，BWR）

，字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，轻水核反应堆中的一种。

工作原理：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

沸水反应堆以轻水（经净化的普通水,也可称为太空水或蒸馏水）作冷却剂和慢化剂，允许一回路水在堆内发生一定程度的沸腾。沸水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件、汽水分离器、蒸汽干燥器、控制棒组件及喷泵等部分组成。堆芯处在压力容器中心，由若干单元组成，每单元有四盒燃料组件和一根十字形控制棒。每盒燃料组件上部靠上棚板定位，下部安放在下栅板上，并坐在控制棒导向管顶部和燃料支撑杯中。燃料组件由燃料元件、定位格架及元件盒组成。燃料元件以8×8排列，采用二氧化铀燃料芯块，以锆－2合金做包壳，内部充氦气，端部加端塞焊接密封。堆内构件包括上栅板、下栅块、控制棒导向管及围板等部件。汽水分离器用来将蒸汽和水分离开来，蒸汽通过蒸汽干燥器除湿，以达到汽轮发电机的工况要求。

沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。

福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。

沸水堆与压水堆共同点：

1、沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；

2、燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；

3、沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。

沸水堆与压水堆的主要区别：

1、沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；

2、沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；

3、沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。

压水堆相对沸水堆的优势：

1、沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。

2、沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，否则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。

3、沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏；压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。

4、沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。

压水堆的发展趋势：压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。

我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。

20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。

安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全性能将逐步得到进一步提高，第三代反应堆和第四代反应堆会为人类安全利用核能营造新的环境。^[1]

压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。

该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一

般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。

做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。

压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。

1、压力容器

压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。

在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。

2、堆芯

堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。

压水堆是比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须从图中可以看出，从反应堆出来的水是跟细管中的水分开的，即使堆中的水有少量放射性物质，也不会传递到细管中的水中。从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。蒸汽发生器内的蒸汽进入蒸汽轮机做功后，再进入冷凝器冷却成水，经二回路循环泵驱动，再回到蒸汽发生器继续使用，这就是第二回路循环。冷凝器中用三回路循环泵抽来的江河水作冷却剂，冷却后又排回到江河中，组成第三回路循环。保持在高压状态。

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。

每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。

沸水堆（Boiling Water Reactor）是轻水堆的一种。

沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，用分离出的高温蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

沸水堆由压力容器、燃料元件、控制棒和汽水分离器等组成。

汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水滴进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。

沸水堆与压水堆不同之处在于冷却剂水通过堆芯变成约285℃左右的蒸汽，被直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了蒸汽发生器。

轻水堆核电站相对于重水堆等其他堆型，优点是结构和运行

都相对比较简单，尺寸较小，造价低廉，燃料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。缺点是必须使用低浓铀。

目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。

从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。

截至1996年底为止，全世界已运行的沸水堆有94座，总功率78285MW，占全世界已运行核电厂反应堆总数的21.7%和总功率的22.7%。

来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与

容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后，水分沿环形空间下降，与给水混合；蒸汽则经干燥器后出堆，通往汽轮发电机，做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于99.75%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵的作用是使堆内形成强迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。某些沸水堆用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。

反应堆的功率调节除用控制棒外，还可用改变再循环流量来实现。再循环流量提高，汽泡带出率就提高，堆芯空泡减少，使反应性增加，功率上升，汽泡增多，直至达到新的平衡。这种功率调节比单独用控制棒更方便灵活。仅用再循环流量调节就可使功率改变25%满功率而不需控制棒任何运动。

沸水堆的控制棒从堆底引入，原因是：

①沸水堆堆芯上部蒸汽含量较多，造成堆芯上部中子慢化不足，这样，堆芯热中子通量分布不均匀，其峰值下移。控制棒由堆芯底部引入有助于展平中子通量密度。

②可以空出堆芯上方空间以安装汽水分离器和干燥器。但控制棒自堆底引入后就不能在控制动力源丧失后靠重力自动插进堆芯，因此沸水堆的控制棒驱动机构需非常可靠，通常都采用液压驱动，也有采用机械/液压或电气/液压驱动。在后两种设计中，机械或电气驱动用于正常控制。快速紧急停堆则都用液压驱动，且每个机构或每两个机构配有一单独的蓄压器。

沸水堆蒸汽直接由堆内产生，故不可避地要挟带出由水中O-16原子核经快中子（n，p）反应所产生的N-16。N-16有很强的辐射，因此汽轮机系统在正常运行时都带有强放射性，运行人员不能接近，还需有适当的屏蔽，但N-16的半衰期仅7.13s，故停机后不久就可基本完全衰变，不影响设备检修。

发电系统有：

①主系统（包括反应堆）；

②蒸汽-给水系统；

③反应堆辅助系统，其中包括应急堆芯冷却系统；

④放射性废物处理系统；

⑤检测和控制系统；

⑥厂用电系统。其中蒸汽-给水系统、放射性废物处理系统、厂用电系统以及反应堆辅助系统中的设备冷却水系统、余热排出系统、厂用水系统等都与压水堆核电厂有关系统类似。

沸水堆反应堆堆芯与压水堆有相似之处，也用由细长形燃料棒组成的正方形燃料组件，但沸水堆组件为有盒组件。在每盒组件中若干选定的燃料棒芯块内加Gd203可燃毒物，以展平组件内中子通量密度分布并补偿燃耗反应性亏损。组件内除燃料棒外有拉紧棒（结构需要）和水棒（棒内无芯块，充水以增加局部区域的慢化剂）。燃料棒包壳材料为Zr-2合金，组件盒材料为Zr-4合金，换料时组件盒可复用。

沸水堆用十字形控制棒，插在四个相邻燃料组件间的水隙中。十字形的每个翼中排列有18根不锈钢细管，管内装有压实的B4C细粉。

沸水堆反应堆压力容器虽与压水堆的类似，但由于堆功率密度低，堆芯大，容器内尚有喷射泵、汽水分离器和干燥器，故体积较后者大得多。与压水堆不同，沸水堆的源量程、中间量程和功率量程中子探测器都设置在堆芯内，但前两者在功率运行时用驱动机构抽出堆芯，后者则固定装设在堆芯内，并用可移动电离室定期进行检定，中子探测器也由堆底引入。

应急堆芯冷却系统用于在堆芯失水时直接向堆内注入冷却水以防止堆芯熔化。系统又分为四个分系统：

①自动卸压系统：由若干安全-卸压阀和大容量抑压水池组成。大容量抑压水池是沸水堆核电厂设计中的一大特点，位于安全壳内，容量约4000m3，其作用是在主系统发生破裂时使汽水混合物直接经排汽管进入水池而被迅速冷凝，从而防止反应堆厂房超压；或在系统超压时使蒸汽经安全-卸压阀排入水池，从而防止主系统压力边界受损。设置大容量抑压水池也是滞留放射性物质的有效手段，在发生失水事故时可减少放射性物质对环境的释放。此系统虽然不直接向堆内注水，但可使反应堆迅速卸压，以利于其他分系统的注水。

②高压堆芯喷淋系统：在发生失水事故时，该系统通过喷淋环管直接向堆芯喷淋注水。它能在整个运行压力区间工作。此系统先从冷凝水箱取水，水用完后再从抑压水池取水。除正常电源外，此系统尚有单独的柴油发电机供电。

③低压堆芯喷淋系统：此系统是在堆压力降低而其他系统不足以保持反应堆容器内水位时投入工作，也通过环管向堆芯直接喷淋注水，防止堆芯裸露。系统从抑压水池取水。

④低压冷却剂注入系统：这是余热排出系统的一种运行方式，用于在失水事故时向反应堆容器内环形空间注水，使堆芯浸没而不外露。

液体毒物注入系统用于在控制棒失效时使反应堆从满功率下降到冷停堆状态。此系统由运行人员在控制室内手动操作。毒物为硼酸钠溶液。

沸水堆厂房的特点是在安全壳内设一干井，反应堆即安装在此井内。

沸水堆的安全壳与压水堆的类似，但其底部设有抑压水池。紧靠反应堆厂房设置燃料厂房和辅助厂房。

干井的作用是：

①承受失水事故瞬态压力，并通过排汽管将汽水混合物导入抑压水池；

②提供屏蔽，使运行维修人员能在反应堆运行时进入安全壳内干井以外地区；

③对失水事故时可能发生的甩管、水流冲击和飞射物提供防护，以保护安全壳。

干井顶部有一钢制密封顶，但可拆卸以便进行换料检修。

①沸水堆与压水堆同属轻水堆，都有结构紧凑、安全可靠、建造费低、负荷跟随能力强等优点，其发电成本已可与常规火电厂竞争。两者都须使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。

②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器这一压水堆的薄弱环节，减少了一大故障源。沸水堆的再循环管道比压水堆的环路管道细得多，故管道断裂事故的严重性远不如后者。某些沸水堆还用堆内再循环泵取代堆外再循环泵和喷射泵，取消了堆外再循环管道，使事故概率进一步降低。

③沸水堆的失水事故处理比压水堆简单，这是因为沸水堆正常工作于沸腾状态，事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生体积沸腾，与正常工况差别较大。其次是沸水堆的应急堆芯冷 却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，而压水堆的应急注水一般都要通过环路管道才能从堆芯底部注入冷却水。

④沸水堆的流量功率调节比压水堆的有更大的灵活性。

⑤沸水堆直接产生蒸汽，除了直接接触堆芯的高温蒸汽的放射性问题外，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统，故燃料棒的质量要求比压水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（约28000MW·d/t）比压水堆的低，虽然燃料的富集度也低，但相同发电量的天然铀需要量比压水堆的大。

⑦沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高，增加维修困难。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。

"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。

针对BWR在技术上和安全性能上的不足之处，美国GE公司联合日本日立和东芝公司在BWR的基础上开发设计了比BWR更先进、更安全、更经济、更简化的先进沸水堆ABWR。ABWR的最终设计已获得美国核管会（NRC）的批准。世界上首台ABWR，日本的柏崎刈羽6号机组于1991年开工、1996年正式投入商业运行。

KLT-40s

俄罗斯的KLT-40s是一种用于破冰船上的成熟反应堆，也用于偏远地区的电力供应。它具有30～35MWe的发电容量以及20MW的供热能力，其换料周期为3年。该种堆型的建造模式采用了双机组。整个机组运行了12年过后，所有的电厂装置将被运到一个中央设施里进行大修和乏燃料的贮存工作。

在堆芯的正常运行状况下，依靠强制循环进行冷却；在发生紧急事故时，应急冷却则依赖于自然对流进行。燃料是由铀-铝合金制成，含有可燃毒物，用锆合金作包壳，采用铀浓缩度为3.5%的U-235。除了可以发电以外，还可以用于海水淡化。

ABV

ABV是俄罗斯正在研发的更小型压水堆，具有45MW的热功率，10～12MW电功率。这种堆型是一种很紧凑、具有一体化蒸汽发生器和更高安全性的反应堆，其堆芯与KLT-40s相似，但浓缩度更高，达到16.5%，平均燃耗为95000MWd/t，换料周期约为8年，服役寿期约为50年。

CAREM

由阿根廷国家原子能委员会开发的CAREM(CentralArgentina de Elementos Modulares)是采用一体化蒸汽发生器的模块式压水堆，发电功率为27MWe，其可被用于作为研究堆或海水淡化。

CAREM的整个一回路冷却剂系统均在其反应堆压力容器内，燃料采用的是带有可燃毒物的铀浓缩度为3.4%的燃料，每年换料一次。

CAREM型轻水堆

SMART

韩国SMART（System-integrated Modular Advanced Reactor）的设计目的是建造一座可用于海水淡化兼作发电的、堆芯热功率330MW的反应堆及海水淡化应用系统。这种堆型具有一体化的蒸汽发生器和先进的安全特性，可用于发电（可达到100MWe）和供热。设计寿命是60年，换料周期为3年。其原型堆正在建造中，将于2012年竣工。

SMART型轻水堆

MRX

日本原子能研究所正在开发的MRX堆，是一种小型(50～300MWt)的一体化压水堆，用于海上推进动力或地区电力供应(30MWe)。整个装置将在工厂建造，它采用常规的4.3%浓缩度压水堆UO2燃料，换料周期为3.5年，并拥有一个充水的安全壳以提高安全性。

NP-300

法国的原子能技术公司开发的NP-300型压水堆，用于供热和海水淡化。其目标是建成发电量可达到100～300MWe的电厂或产量达到50000立方米/天的海水淡化的工厂。

IRIS

IRIS是由美国西屋公司牵头，国际上多个国家共同合作开发的三代半的先进小型反应堆。

IRIS-50是一个50MWe带一体化一回路冷却水系统和对流循环的模块化压水堆。铀浓缩度是5%，带有可燃毒物，换料周期为5年。

此外，发电功率达到335MWe的商用型IRIS也正在开发之中。据计算，如果铀浓缩度可以采用10%的燃料，则换料周期将达到8年，目标燃耗值达到80000MWd/tU。^[2]

IRIS型轻水堆