壹、前言

核能產業已持續發展和精進核能反應器技術超過五十年，並開始興建下一代的核能反應器，以執行正在實現的訂單。

核能反應器通常區分為幾個世代，第一代核能反應器在1950-60年代發展，除了英國之機組以外，現今全部都已不再運轉。第二代核能反應器的典型為目前美國的所有運轉核能機組，和其他國家大部分的運轉機組。第三代核能機組和三代+(Generation Ⅲ和Generation 3+) 是本文中討論的進步型反應器。第一個已在日本運轉，其他正在興建或已可訂購。第四代（Generation IV）設計仍在「紙上設計」階段，最快在2020年以前還不可能加入運轉。⁽¹⁾

約有85%的世界核能電力，是由最初為海軍潛艇所開發的設計進一步演化出來的反應器所產生，這些和其他第二代核能機組已被證實是安全及可靠的，但他們正逐漸被更好的設計所取代。

在北美、日本、歐洲、俄羅斯及其他地方的反應器供應商約有一打新核能反應器設計在計畫的深入階段，另有一些在研究及發展的階段；至於第四代反應器則仍在概念階段。

第三代反應器具有的特性包括：

• 每個類型都有一個標準化的設計以加速執照申請、降低建廠資金成本、並縮短施工時間。
• 一個更簡單、更堅固的設計，使其更容易運轉、更不容易受到運轉意外所傷害。
• 更高的可用率和更長的運轉壽命-通常為60年。
• 進一步降低爐心熔毀意外事故的可能性。
• 對飛機撞擊造成嚴重破壞而引起放射性外釋的事故具有抵抗力。
• 更高的燃耗以降低燃料的使用和廢棄物的數量。
• 核燃料內含可燃性中子吸收物（毒物）以延長燃料的使用壽命。

第三代與第二代設計的最大差異，在於很多第三代設計納入不需要主動的控制或操作干預之「被動的」或「本質的」安全功能，以避免故障時產生意外事故，並可能依賴重力、 自然對流或耐高溫之特性。

另一個差異就是有些第三代設計將具有「負載追隨」的能力。雖然現今大部分法國的反應器在某種程度上是在該模式下運轉，「歐洲壓水式反應器」（European pressurised water reactor, EPR）設計將具有更好的功能，能夠維持在25%額定功率，然後以每分鐘2.5%額定功率之速率升載到60%額定功率，再以每分鐘5%額定速率升載到全額定功率。這意味著機組可能在30分鐘內將其輸出功率由25%增加至100%，雖然這可能需付出一些設備磨耗的代價。

很多設計都比其先前設計更大，而且越來有越多的設計都需要經由國際合作。

設計的合格認証是在國家的基礎上進行，而且是基於安全的考量。在歐洲，有往「協調的執照申請要求」發展之趨勢。但是，反應器在歐洲也可依據符合「歐洲電力業主需求」（European Utilities Requirements, EUR）進行合格認証。EUR基本上是電力公司對於新核能電廠之需要，所提出的一個包含5000個左右的項目之希望清單。已經通過符合EUR之合格認証的電廠包括西屋的「AP1000」、Gidropress的「AES-92」，Areva的「EPR」、GE的「ABWR」、 Areva 的「SWR-1000」，和西屋的「BWR-90」。

在美國有幾個反應器類型已獲得設計合格認証（如表一所示），其他類型正在進行認証中：GE-Hitachi的「經濟與簡化型沸水式反應器」（ESBWR）、Areva的「US EPR」、和三菱（Mitsubishi）的「美國壓水式進步型反應器」（US-APWR）。在2008年年初，美國核能管制委員會(Nuclear Regulatory Commission，以下簡稱核管會或NRC)表示除了這三個，另有六個「申請前期」（pre-application）審查將在2010年左右進行。這些類型包括：加拿大Atomic Energy of Canada Ltd (AECL) 的「ACR」、西屋的「IRIS」、Eskom的「PBMR」、東芝（Toshiba）的「4S」、和General Atomics的「GT-MHR」。

在較長期，NRC預期將聚焦於美國「下一代核能電廠」（Next Generation Nuclear Plant, NGNP），實質上為第四代設計中的「極高溫反應器」（very high temperature reactor, VHTR）。

貳、國際合作

有兩項主要國際合作計畫已啟動，藉以界定未來反應器和燃料循環之技術，基本上係研討比這篇文章主要內容更深入的事項：

「第四代反應器國際論壇」（Generation IV International Forum, GIF）是美國領導的一個團體，於2001年成立，已選擇六種反應器概念做為進一步國際研發的對象，預計於2030年前開始商業部署。

「國際原子能總署」（IAEA）的「國際反應器及燃料循環創新計畫」（International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles, INPRO）較聚焦於開發中國家的需求，最先參與的是俄羅斯，而不是美國，雖然美國現在已加入了INPRO。INPRO現在是由IAEA預算提供經費。

表一　正在市場行銷的進步型熱中子反應器

國家及發展者	反應器	規模MWe	設計進展	主要設計功能 (改良的安全性)
美國及日本 (GE-Hitachi, Toshiba)	ABWR	1300	自1996-7年已在日本商業運轉。 在美國：1997年獲得 NRC設計合格認証，已完成FOAKE。	演化的設計 效率更高、廢棄物減少 簡化施工(48個月)與運轉
美國 (西屋)	AP-600 AP-1000 (PWR)	600 1100	AP-600: 1999年獲得NRC設計合格認証，已完成FOAKE。 AP-1000: 2005年獲得 NRC設計合格認証，正在中國興建中，有更多的機組在中國規劃中。	簡化施工與運轉 施工時間3年 60年的電廠壽命
法國及德國 (Areva NP)	EPR US-EPR (PWR)	1600	未來法國機組的標準設計。 獲得法國設計許可。 正在中國興建中。 美國設計合格認証中。	演化的設計 高燃料效率 有彈性的運轉
美國 (GE- Hitachi)	ESBWR	1550	由ABWR發展而來。 美國設計合格認証中，有可能在美國興建。	演化的設計 施工時間縮短
日本 (電力公司， Mitsubishi)	APWR US-APWR EU-APWR	1530 1700 1700	基本設計進行中。 規劃在敦賀興建。 2008年申請美國設計合格認証。	主動和被動混合的安全系統 簡化施工與運轉
南韓 (KHNP, 由西屋設計發展而來)	APR-1400 (PWR)	1450	2003年獲得設計合格認証。 第一個機組預計將在2013年開始運轉。	演化的設計 增強的可靠性 簡化施工與運轉
德國 (Areva NP)	SWR-1000 (BWR)	1200	正在發展中。 曾尋求美國認證。	創新的設計 高燃料效率
俄羅斯(Gidropress)	VVER-1200 (PWR)	1200	正在Leningrad及Novovoronezh興建中	演化的設計 高燃料效率 50 年的電廠壽命
加拿大(AECL)	Enhanced CANDU-6	750	改良的設計模式。 1997年執照申請核准。	演化的設計 有彈性的燃料需求
加拿大(AECL)	ACR	700 1080	正在加拿大合格認証中。	演化的設計 輕水冷卻 低濃縮度燃料
China (INET, Chinergy)	HTR-PM	2x105 (模組)	示範廠正在石島灣興建中。	模組化電廠、低成本 高溫度 高燃料效率
美國、俄羅斯等 (General Atomics - OKBM)	GT-MHR	285  (模組)	正由跨國合資企業在俄羅斯發展中。	模組化電廠、低成本 高燃料效率 直接循環燃氣渦輪機

在商業層次方面，2006年年底之前有三個主要的西方核能公司與日本公司聯盟成立，來控制世界上反應器供應的大部分市場：

l     Areva與三菱重工（Mitsubishi Heavy Industries, MHI）在一個主要專案計畫合作，隨後擴大至燃料製造。

l     奇異公司（GE）與日立建立密切的關係：成立GE-Hitachi核能（GE Hitachi Nuclear Energy, GEH；在美國為GE-Hitachi，在日本則為Hitachi-GE）。

l     西屋成為東芝擁有77%的附屬公司（Shaw集團擁有20%）。

隨後在反應器供應商和設計者之間，也有一系列的其他國際合作協議被啟動，但何者會是最重要的，仍有待觀察。

參、輕水式反應器

（一）美國的輕水式進步型反應器設計

在美國，聯邦能源部（Department of Energy, DOE）和商業核工業界在1990年代開發了四種先進的反應器類型，其中兩種為大型的「演化型」（evolutionary）設計，係直接根據美國、日本、及西歐運轉的輕水式反應器之經驗所發展出來，這些反應器的額定電功率是在1300百萬瓦（megawatt, MW）範圍。

1、ABWR

這是根據奇異公司（General Electric, GE）的設計所發展出來的「進步型沸水式反應器」（ABWR）。兩個由日立及兩個由東芝興建的範例，已在日本商業運轉，另有一個在日本、兩個在臺灣興建中，日本還有四個及美國有兩個在規劃中。雖然GE與日立已成立聯盟，東芝對此設計仍保留了某些權利，東京電力公司（TEPCO）也一樣。GE-Hitachi與東芝（與在美國的NRG Energy）兩者都在行銷此設計；東京電力公司則提供經費以進行超越ABWR之下一代BWR設計。

2、System 80+

另一種型式，「System 80+」，是進步型的「壓水式反應器」（PWR），已可商業化，但現在未被宣傳行銷（註：西屋現在行銷的是其「AP1000」設計）。南韓的八個System 80反應器納入很多「System 80+」的設計功能，「System 80+」是「韓國下一代反應器」（Korean Next Generation Reactor）計畫的基礎，特別是「APR-1400」，預期會在 2013年後開始運轉，正被行銷至世界各地。

美國「核能管制委員會 」給這兩種設計最後設計合格認証，日期都在1997年5月；NRC指出它們優於NRC的「安全目標」幾個數量級（several orders of magnitude）。ABWR也已被認証為符合歐洲對先進反應器的要求。GE-Hitachi打算在2010年提出ABWR的設計合格認証之更新申請。日本版的ABWR其不同處在允許模組化施工，因此與在美國取得合格認証的ABWR設計並不相同。

3、AP600

是另一個更具創新性的美國進步型反應器的設計，容量較小，只有600 MWe，具有被動的安全功能（其預計的爐心熔毀頻率幾乎只有現今的NRC要求之千分之一）。西屋的「AP600」於1999年獲得 NRC最後設計合格認証（AP = Advanced Passive-進步型被動）。

這些NRC核准的設計是第一批獲得通用合格認証者，有效期為15年。由於詳盡的公開程序，安全議題在經合格認証之設計範圍內都已經完全解決，因此在特定電廠之執照申請過程，不須再接受法律的挑戰。因此，美國電力公司在建造工程開始之前，將能夠取得建造與運轉反應器的單一NRC執照。

在NRC程序之外和超越其立即的要求，美國核能產業在每個類別-大型的ABWR 和中型的AP600，各選定一個標準化設計，進行詳細的「第一次工程設計」（first-of- a-kind engineering, FOAKE）工作；此2億美元的專案是由美國能源部提供一半的經費。這意味著有意願的買家對於建造成本和時程，現在已可擁有更完整的資訊。

4、AP1000

西屋的「AP1000」設計係從「AP600」按比例擴大而成，於2005年12月取得NRC最後設計合格認証，是第一個完成合格認証的第三代+類型。AP1000代表1300人年（man-year）和4.4億美元的設計和測試計劃所累積的成果。於2007年5月，西屋根據NRC的合格認証，申請英國的「通用設計評估」（「執照申請前之核准」（pre-licensing approval）），和表達其全球標準化的政策；此申請獲得歐洲電力公司的支持。

預估的隔夜建設成本最初為每千瓦1200美元，模組化設計預期將可縮短施工時間至36個月。「AP1000」的發電成本預期將甚具競爭力，有60年的運轉壽命。「AP1000」正在中國被建造（4個機組在被建造，後續將有更多），另外，正被積極地考慮在歐洲和美國建造。如有需要，「AP1000」有能力以全爐心的「鈽鈾混合燃料」（MOX）運轉。

由英國Sizewell B的1188 MWe 西屋反應器和相似功率的第三代+「AP1000」之對比，可舉證說明從第二代至第三代+類型的演化。首先，「AP1000」占地面積非常小，只有約四分之一大小；第二，混凝土和鋼料的需求只有五分之一；第三，「AP1000 」有模組化的施工，單一的機組將有149個共五種型式的結構模組，和198個機械模組共有四種型式：設備、管路與閥、物品、及標準的服務模組；這些包含所有建造工程的三分之一，可與現場施工同時在外面平行建造。

在第一個「AP1000」的建廠地點「中國三門」，第一個模組的重量為840公噸，已經被搬運就位。在反應器建造中將使用的其他模組，有50多個重量超過100公噸，其中有18個重量超過500公噸。

美國NRC於2007年4月提出有關飛機撞擊之新法規要求，西屋因而修改「AP1000」的標準設計，將圍阻體外層由「預應力鋼筋混凝土」設計，修改為「鋼料及混凝土的複合模組化」結構，並於2008年9月向NRC申請設計合格認証之修訂。西屋於2009年年初要求中國大陸考慮加入此緩和飛機撞擊事故的設計，⁽²⁾由於採用新設計可能導致興建中機組的時程延宕，中國的核能管制官員最近表示，⁽³⁾中國與美國的法規要求不同，中國可能接受在興建中機組採用西屋「AP1000」的原始圍阻體設計。

5、ESBWR

GE-Hitachi核能的「ESBWR」，是利用被動的安全功能和自然循環原理的第三代+技術，實質上是由其先前的設計 - 670 MWe的「SBWR」演化而來。「ESBWR」依據廠址的情況，將產生約 1520 MWe 淨電力，有 60 年的設計壽命。「ESBWR」是以「經濟簡化型沸水式反應器」（Economic & Simplified BWR）之名稱更被熟知，運用已經實證的「ABWR」技術進一步發展而來。美國NRC對於 「ESBWR」的執照申請審查已達深入的階段，正按規劃時程在2010-11年取得完整的設計合格認証。

GE-Hitachi同時行銷「ESBWR」與「ABWR」兩種設計。「ABWR」被定位為興建及營運成本較為昂貴之設計，但已經過實證；「ESBWR」則更具創新性，興建及營運成本較低，有60年的設計壽命。

6、IRIS

另一個起源自美國，但為國際合作的計劃，落後了「AP1000」幾年的是「國際創新和安全反應器」（International Reactor Innovative & Secure, IRIS）。西屋正領導一個成員頗為廣泛的集團，將「IRIS」發展為一個先進的第三代計劃。「IRIS」 是一個模組化的335 MWe壓水式反應器，整體的蒸汽產生器和一次側冷卻劑系統都在壓力容器內。它的標準設計是335 MWe，但可以更小，例如100 MWe。最初使用的燃料和目前的輕水式反應器類似，有5%濃縮度和可燃性毒物，事實上，燃料束設計與「AP1000」相同，可達60 GWd/t的燃耗及3到3.5年的更換燃料週期；但「IRIS」的設計最終可使用10%濃縮度、80 GWd/t 燃耗的燃料及8 年的燃料週期，或對等的鈽鈾混合燃料爐心；爐心有低的功率密度。「IRIS」可能在未來的10年中部署，美國的設計合格認証是在「申請前期審查」的階段。愛沙尼亞（Estonia）已表示有意建造兩個機組。應用於發電，多個模組組合成的建造成本預計為每千瓦1000-1200美元，雖然有些集團的夥伴成員對海水淡化有興趣，一個在於提供區域熱源。

（二）日本的輕水式進步型反應器設計

1、ABWR

在日本，前兩個「ABWR」，柏崎刈羽（Kashiwazaki）的「Kariwa-6 & 7」，自1996年以來開始運轉，預期有60年的運轉壽命。這些GE-Hitachi-Toshiba 機組之建造成本約為每千瓦2000美元，發電成本約為 7美分/千瓦小時（¢/kWh）。另有其他的兩個機組在2004及2005年開始運轉，及有幾個1350 MWe機組正在日本及臺灣興建或規劃中。

為了補充1350 MWe設計以外的「ABWR」，Hitachi-GE已另完成三個其他的同類型版本 - 600、900、1700 MWe的系統設計。較小的版本將會有標準化的設計功能，可降低建造與發電成本。 「ABWR-600」的施工時間預計為34個月，顯著低於1350 MWe 機組。

2、APWR

三菱的大型「APWR」（1538 MWe）- 進步型壓水式反應器-係與四個電力公司合作開發（西屋在較早時期也曾參與）。前兩個「APWR」規劃在敦賀（Tsuruga）興建。「APWR」是四個環路的設計，爐心內有257個燃料束，設計較為簡單，結合主動和被動的冷卻系統以發揮更大的安全效果，燃料的燃耗可超過55 GWd/t (最高可達62GWd/t)。「APWR」將為日本的下一代PWR的基礎。

3、US-APWR (EU-APWR)

「美國進步型壓水式反應器」（US-APWR）由於使用較長的燃料束（4.3公尺），功率將為1700 MWe，具有較高熱效率（39%）、24個月更換燃料週期、及每千瓦1500美元的建廠目標成本。在2008年1月提出美國設計合格認証之申請，預期在2011年可獲得核准，2012年取得合格認証。三菱重工在2008年3月提出同一設計進行EUR合格認証，名稱為「EU-APWR」。

日本政府預期將為「US-APWR」及「ESBWR」兩設計在美國的執照申請提供財政支援。「Washington Group International」將會參與三菱重工（MHI）在美國的發展。「US-APWR」已被TXU (現為Luminant)選擇做為在德州Comanche Peak使用之型式，在提出新反應器的COL申請當時，Luminant和三菱重工宣佈成立合資企業，以建造並擁有兩個相同機組之電廠；此「Comanche Peak Nuclear Power」公司之組成為Luminant擁有88%股權，三菱重工擁有12%股權。

4、Atmea1

Areva NP和三菱重工為了開發演化型的1100  MWe (凈電力) 三環路PWR設計，在 2006 年合資設立「Atmea」，「Atmea1」係由Atmea所開發；此設計有延長的燃料週期、 37%熱效率、60 年的壽命、及只使用鈽鈾混合燃料的能力。燃料週期是有彈性的、可從12 至 24 個月，具有短的更換燃料大修工期，及有負載追隨的能力。合作夥伴預期在 2010 年完成此設計的執照申請準備工作。相對於其他第三代核能機組，此反應器被認為是中型機組，行銷對象主要是開始進行核能計畫的國家。

（三）韓國的輕水式進步型反應器設計

1、APR-1400

在韓國，「APR-1400」進步型PWR設計係由美國「System 80+」所演化而來，具有增強的安全性和抗震能力，較早前被稱為「韓國下一代反應器」（Korean Next-Generation Reactor）。「APR-1400」在2003年5月取得「韓國核安全機構」（Korean Institute of Nuclear Safety）之設計合格認証。這些1450 MWe反應器的第一個 -「Shin-Kori-3 & 4」正在興建中，預計將在2013年開始運轉。燃料有可燃性毒物，燃耗最高可達60 GWd/t。在2009年年底預計的建廠成本是每千瓦2300美元，施工時間為48個月，電廠的壽命是60年。⁽¹⁾

因為成本的競爭力與施工時程較為可靠，「APR-1400」設計已被阿拉伯聯合大公國（United Arab Emirates）選為該國核能計劃的基礎，規劃興建四部機組，首部機組從2012年開始興建，預計在2017年開始商轉。⁽⁴⁾ 「APR-1400」前兩部機組（Shin-Kori-3 & 4）的興建係按預定時間表進行中，相對地，「EPR」首部機組（在芬蘭的Olkiluoto）的興建卻經歷了重大的時程延宕，是韓國「APR-1400」設計能夠勝出的一個重大因素。

為了強化「APR-1400」設計的全球行銷競爭力，韓國KEPCO於2009年11月18日與美國NRC進行「APR-1400」執照申請的第一次正式「互動」，KEPCO規劃從2010年8月至2011年5月先提送申請前期需要的至少五本專題報告，可能在2012年左右提出美國設計合格認証之申請。⁽⁴⁾

韓國人的個性直率積極，近年來不斷在國際會議發聲，為韓國設計沒有受到國際重視而強烈抱屈。此次取得阿拉伯聯合大公國的合約，三十年來重大投資的成果，終於開始在國際核能界受到高度矚目。

（四）歐洲的輕水式進步型反應器設計

1、EPR

在歐洲有幾種設計正被發展，以符合法國和德國電力公司的「歐洲電力業主需求」（European Utility Requirements, EUR），EUR有嚴格的安全準則。Areva NP (以前為 Framatome ANP) 開發了一個大型（1600 MWe，最高可達1750 MWe）的「歐洲壓水式反應器」（European pressurized water reactor, EPR），「EPR」於1995年被確定為法國的新標準設計，並於2004年獲得法國設計許可。「EPR」係由法國的N4和德國的Konvoi 型式所發展出來，預計提供電力的成本可比N4便宜約10%。「EPR」將可依照負載有彈性地運轉，燃料的燃耗最高為65 GWd/t，熱效率為任何輕水式反應器最高的36%。「EPR」有能力使用全爐心之鈽鈾混合燃料，在60年使用壽命的平均可用率預期為92%。EUR有4個獨立的、重複的安全系統，而不是被動的安全系統。

第一個「EPR」機組正在芬蘭的Olkiluoto興建，第二個在法國的Flamanville，歐洲的第三個將在法國的Penly興建，兩個進一步的機組已於2009年10月28日開始在中國台山興建⁽⁵⁾。在美國的版本，「US-EPR」，已在2007年12月提出美國的設計合格認証申請，預計將在2012年早期取得，第一個機組預計將在2015年連接到電網。現在被稱為「演化型壓水式反應器」（Evolutionary PWR, EPR）。發展此「US-EPR」的100萬人時的工作中，很多是用來進行「輸出電力由原始設計的50 Hz改為60 Hz」的必要修改。這個類型的主要發展將透過UniStar Nuclear Energy，但其他的美國提議案也涉及「EPR」。

2、SWR-1000 (Kerena)

Areva NP (Framatome ANP)和德國電力公司與安全機關合作，也正開發另一個演化型設計-「SWR-1000」，一個1250 Mwe、設計壽命60年的沸水式反應器，現在的名稱為「Kerena」。其設計已在1999年完成，並曾尋求美國認證，但是隨後被延緩。除了許多被動的安全功能，反應器整體上更為簡單，使用濃縮度為3.54%的高燃耗燃料，使得更換燃料的週期最長可達24個月。此設計已完成商業部署之準備，但因西門子（Siemens）由Areva分離，目前不清楚哪間公司可能會繼續推動此設計。西門子和主要德國電力公司E.On於2008年所達成的協定（西門子為E.On建造此設計所依據的Gundremmingen電廠）可能有關聯。

3、Advanced BWR

根據ABB(後併入西屋) 原來的「BWR 90 +」，東芝發展其演化型「進步型BWR」（1500 MWe）設計，東芝與北歐的電力公司合作來符合EUR需求。

（五）俄羅斯的輕水式進步型反應器設計

在俄羅斯，幾種先進的反應器設計-具有被動的安全功能之進步型PWR，已被開發。

1、VVER-1000

具有增強安全性之「Gidropress」新型「VVER-1000」機組（AES-92 & 91電廠），正在印度和中國建造中。另有兩個機組規劃在保加利Belene建造。「AES-92」已被認証為符合EUR，其「V-392」反應器被認為是第三代。

2、VVER-1200

「AES-2006」電廠的1150-1200 MWe第三代標準化的「VVER-1200」反應器，是由充分實證之「AES-92」電廠的「VVER-1000」所演化發展而來，有更長的運轉壽命（50年，而不是30年）、更大的功率和更高的效率（36.56%，而不是31.6%）。先導機組正在Novovoronezh II興建，預計在2012-13年開始運轉，接著為Leningrad II，預計在2013-14年運轉。一個「AES-2006」電廠將包括兩個這種OKB Gidropress的反應器機組，預期能以90%的容量因數運轉50年。提出的隔夜資本成本為每千瓦1200美元，施工時間為54個月。此設計有加強的安全性，包括與地震和飛機撞擊相關的影響，有某些被動的安全功能、雙重圍阻體與1x10^-7/年之爐心熔毀頻率。

Atomenergoproekt 聲稱「AES-2006」符合俄羅斯標準與EUR。在歐洲，此基本技術被稱為「特別為歐洲訂製之反應器設計」（Europe-tailored reactor design）-「MIR-1200」（Modernised International Reactor），捷克也有參與此設計的某些部分。

3、VVER-1500

「VVER-1500」設計係由 Gidropress開發，此設計將有50-60 MWd/t的燃耗和加強的安全性。原本預期要在2007年完成設計，但因對演化型「VVER-1200」的偏重，此計畫的時程已延遲。

4、VBER-300

OKBM的「VBER-300」壓水式反應器是一個295-325 MWe的機組，係根據海軍核能電廠所發展，原先預期為兩個一組的浮動核能電廠。此設計的壽命為60年，容量因數為90%。OKBM現在計畫與Kazatomprom合作，將其發展成為陸上機組，並有意輸出，第一個機組將在哈薩克（Kazakhstan）興建。

肆、重水式反應器

（一）加拿大的進步型設計

1、CANDU-9

在加拿大，國營的「加拿大原子能有限公司」（AECL）根據其可靠的「CANDU-6」反應器，有兩種正在發展的設計。最新的「CANDU-6」在中國運轉。

「CANDU-9」（925-1300 MWe）係由此被開發，亦做為單機組的電廠。此設計的燃料要求很有彈性，範圍包括：天然鈾到略微濃縮的鈾、再處理用過PWR燃料所回收的鈾、鈽鈾混合氧化物（U & Pu）燃料、直接使用用過PWR燃料、及釷。此設計可以燃燒軍用鈽或再處理PWR/BWR用過燃料所分離的錒系元素。對於此設計的兩年執照申請審查，已於1997年初期圓滿結束，但此設計已被擱置。

2、Enhanced CANDU-6

某些創新以及最近建造的中國與韓國機組的經驗，被回饋放入「Enhanced CANDU-6」（EC6）：以雙機組方式建造，功率提高到750 MWe ，燃料選項具有彈性，再加上4.5年的施工時間與60年的電廠壽命（壽命中期需要更換壓力管）。安大略省的新建機組正在考慮此設計。AECL聲稱「EC6」是第三代設計。

3、ACR

「Advanced Candu Reactor」（ACR）為第三代反應器，是一個更為創新的概念。「ACR」一方面保留低壓力重水緩和劑，另一方面亦納入壓水式反應器的某些設計，採用輕水冷卻和更緊密的爐心可降低資本成本，另因為反應器在更高的溫度和冷卻水壓力運轉，「ACR」有較高的熱效率。

「ACR-700」設計的功率是700 MWe，但是實體上比「CANDU-6」較為小得多、較為簡單、較有效率，以及較為便宜40%。但1080-1200 MWe的「ACR-1000」是AECL現在所關注的焦點；此設計有更多的燃料束（每束可視為一個約2.5 MWe的模組）；此設計將使用低濃縮度鈾（約1.5-2.0 % U-235）的高燃耗燃料運轉，可延長燃料的壽命約三倍及對應地降低高階放射性廢棄物的體積；此設計亦可更有效地燃燒鈽鈾混合燃料、釷和錒系元素。

安全上的管制信心因為以下因素而增強：「CANDU」設計第一次有一個小的負空泡反應度，和使用其他被動的安全功能以及兩個獨立與快速的停機系統。機組將由預製的模組裝配，施工時間可降低為3.5年。「ACR」機組可單獨建造，但是最佳方式是兩個一組建造。「ACR」有60年設計壽命，但壽命中期需要更換壓力管。

「ACR」正在加拿大推動設計認證，預備在中國、美國和英國跟進。AECL於2007年申請英國的通用設計評估（執照申請前核准），但隨後在第一階段後撤回。在美國，「ACR-700」被NRC列為申請前期審查階段。第一個「ACR-1000」機組預計可於2016年在安大略省開始運轉。

4、CANDU X或SCWR

「CANDU X」或「SCWR」，是「ACR」的一個變體，但採用超臨界輕水冷卻劑（如25 MPa和625℃）以提供40%熱效率；預期的規模範圍是350至1150 MWe，這決定於使用燃料束的數目；預期於2020年後商業化。

（二）印度的進步型設計

1、AHWR

印度的整體核電計畫係使用釷做為核燃料，此計畫在第三階段正發展「進步型重水式反應器」（AHWR）。「AHWR 」是以低壓力的重水做為緩和劑的300 MWe反應器。 在「爐心槽」（calandria）內共有約450根垂直的壓力管，使用經由對流循環的沸騰輕水做為冷卻劑。在反應器廠房的頂部附近，有一個7000立方公尺的大型熱沉-「重力驅動水池」（Gravity-driven water pool）。每個燃料束有30根Th-U-233氧化物燃料棒和24根Pu-Th氧化物燃料棒，環繞一個具有可燃性吸收物的中心棒，預計燃耗為24 GWd/t。「AHWR」設計是可從Th-232滋生的U-233自行持續、具有低的鈽含量和消耗量、及有輕微地負空泡反應度係數。此設計有100年的電廠壽命，預計將使用燃料中能量的65%，其中三分之二的能量係經由來自釷的U-233。

一旦全可面運轉，每個「AHWR」燃料束的燃料棒會以三個同心圓環排列：

內（Inner）環：12根Th-U-233燃料棒，U-233含量為3.0%,
中間（Intermediate）環：18根Th-U-233燃料棒，U-233含量為3.75%,
外（Outer）環：24根Th-Pu-239燃料棒，Pu含量為3.25%.

初始的易裂鈽含量為75%，到平衡退出燃耗時鈽可降低至25%。

2、AHWR-LEU

印度在2009年宣佈了「AHWR」設計的一個輸出之版本：「AHWR-LEU」，此設計將使用「低濃縮度鈾」（LEU）加上釷做為燃料，可免除鈽之使用。約有39%的能量將來自釷（經由在燃料棒內轉換為U-233），燃耗將為64 GWd/t，鈾濃縮度將為 19.75%，使U-Th燃料的平均易裂元素含量為4.21%。雖然設計上是封閉的燃料循環，但這並非必要的。產生的鈽將比輕水式反應器少，易裂元素佔比將會較少，Pu-238的比例將成為三倍，因此，本質上具有核武擴散抵抗性。AEC 表示「以發展中的國家不大的工業基礎，此反應器是有能力管理的」。

在「AHWR-LEU」，燃料束將配置如下：

內環：12根Th-U燃料棒，U-235含量為3.555%,
中間環：18根Th-U燃料棒，U-235含量為4.345%,
外環：24根Th-U燃料棒，U-235含量為4.444%.

 

伍、高溫氣冷式反應器（High-Temperature Gas-Cooled Reactors）

「高溫氣冷式反應器」使用氦氣做為冷卻劑，溫度最高達950℃，可依傳統方式產生蒸汽，或直接推動氣渦輪機產生電力和使用壓縮機將氣體送回反應器爐心。燃料的形式是直徑小於一毫米的「TRISO」（Tristructural-isotropic）顆粒，每個顆粒有一個碳氧化鈾（uranium oxycarbide, UCO）核心，鈾-235的濃縮度最高達17%；核心外面為碳與碳化矽材料做成的包覆層，形成一個分裂產物的包封障壁，在1600℃或更高的溫度仍可維持穩定。這些顆粒可配置於六角形的「稜柱」（prism）石墨塊內，或包含於大小如撞球的石墨球內。

（一）中國的HTR-PM

「高溫氣冷式反應器」第一個商業版本將是中國的「HTR-PM」，正在山東省石島灣（Shidaowan）興建中，此設計係由北京清華大學的「核能技術設計研究院」（Institute of Nuclear & New Energy Technology, INET）所發展，INET為研發領導，華能集團的「中核能源科技有限公司」（Chinergy Co Ltd）則負責示範廠計畫。示範廠將會有兩個反應器模組，每個為250 MWth/105 MWe，使用9%濃縮度之鈾燃料（520,000個燃料球），退出燃耗為80 GWd/t。在750℃的出口溫度，兩個反應器模組將推動單一的蒸汽循環渦輪機，熱效率約40%。此 210 MWe的石島灣示範廠將為在相同廠址的18個機組（3x6x210MWe）全規模發電廠打下基礎，也使用蒸汽循環。電廠壽命預計為60年，發電機組容量因數為85%。

「卵石床反應器」（亦稱為球床反應器）的概念是德國教授Rudolf Schulten在1950年代提出的。⁽⁶⁾德國於1966年在Jülich興建完成第一座15 MWe機組，簡稱為「AVR」的試驗反應器，之後運轉至1988年12月1日，「AVR」曾出現燃料球卡住的問題，引起幅射外洩，最後導致德國政府下令關閉研究計劃。

北京清華大學的「卵石床反應器」是使用「AVR」的技術，於2004年9月建成原型的10 MWth「高溫氣冷式實驗反應器」（high-temperature gas-cooled experimental reactor），名為「HTR-10」。反應爐內有接近27,000個燃料球，以氦作為冷卻劑，直接推動氣渦輪機發電。「HTR-PM」為根據原型「HTR-10」所發展的較大機組。

（二）南非的PBMR

南非的「卵石床模組反應器」（PBMR）由Eskom電力公司領導的一個集團所發展，三菱重工也在2010年參與。引用德國專門技術，其目標是在安全、經濟、抗核武擴散等取得重大進展。較早的「PBMR」其設計功率為165 Mwe (400 MWth)，使用「直接循環」（Brayton cycle）燃氣渦輪發電機，熱效率約41%，氦冷卻劑離開爐心底部時的溫度約900℃，直接推動氣渦輪機（註：根據2009年9月Nucleonics Week報導，PBMR公司已將現有設計之功率由400 MWth減低至200 MWth，並已放棄直接循環的Brayton cycle，改用較傳統的 Rankine cycle產生蒸汽與電力⁽⁷⁾）。功率的調整係利用改變系統的壓力。氦氣通過用水冷卻的前冷器和中間冷器，然後再被送回反應器容器內。（示範廠將使用蒸汽產生器傳熱，不直接推動渦輪機）。

最多達450,000個燃料球在反應器內不斷地再循環（每個約循環6次），直到被耗盡後退出，裝載的燃料其平均濃縮度為4-5%，平均燃耗為80 GWd/t U (最終的目標燃耗為200 GWd/t)。用過燃料球連續地被替換，這意味著線上更換燃料，可提供機組高容量因數。每個機組最終每年將退出約19噸之用過燃料球，排放至現場的貯存桶。在一個反應器40年的壽命中，將使用約13個燃料裝載量；兩次停機間的運轉週期預計為六年。

重要性能包括裝載量有極大的彈性（40-100%）與可快速地改變功率設定。爐心的功率密度約為輕水反應器的十分之一，如果冷卻劑停止循環，燃料仍可承受得住高初始溫度，反應器本身會因高溫而自行停機，具有本質的安全性。隔夜資本成本（以八個機組為一群集）預期將是適中的，而發電成本則極具競爭力。

新型反應器的發展需要極高的費用，為了PBMR的發展，南非政府總共補助PBMR公司約13億美元的經費，由於南非在2008年金融危機受到的衝擊比其他國家嚴重，PBMR的發展遭受到嚴重的挫折，Eskom已在2008年12月取消一個3200-3500 MW的標案；⁽⁷⁾PBMR公司原本計畫在Koeberg興建PBMR示範電廠（DPP），規劃在2009年動工，並在2013達到臨界，但因為缺少資金已決定無限期延後。⁽⁸⁾另根據2010年3月Nucleonics Week報導，由於南非政府不肯再提供經費，PBMR公司的發言人在3月2日表示因為經費即將用罄，員工人數在一個月內將由現有的超過800人裁減至200人左右，以允許公司繼續運作六個月。⁽⁹⁾

（三）美國的GT-MHR

一個較大的美國設計，「燃氣渦輪機-模組氦反應器」（Gas Turbine - Modular Helium Reactor, GT-MHR）規劃以285 MWe模組興建，每個模組直接推動燃氣渦輪機，熱效率為48%。圓柱形的爐心包含102個六角形的燃料元件石墨塊，石墨塊內有氦及控制棒的通道；爐心內部和外圍都有石墨反射體塊。每18個月更換爐心的一半，燃耗約為100,000 MWd/t。此設計正由General Atomics與俄羅斯的OKBM Afrikantov合作開發，由日本的Fuji支援。 此設計最初是預備用在俄羅斯的Seversk (Tomsk)燃燒前武器的純鈽。初步設計階段已在2001年完成，但隨後計畫已停止。

陸、快中子反應器（Fast Neutron Reactors）

幾個國家有改良的「快滋生反應器」（FBR）的研究及發展計畫，這是一種快中子反應器。這些設計除了使用大多數反應器中使用的易裂的鈾-235 同位素，也使用反應器燃料中的鈾-238。

迄今已有約20個液態金屬冷卻之快滋生反應器被運轉，有些從1950年代就已開始，有些已在商業上提供電力，總共累積了約300個反應器年的運轉經驗。

天然鈾包含約0.7%的鈾-235及99.3%的鈾-238。在任何反應器內，鈾-238成分在運轉過程被轉變成鈽的幾種同位素，其中兩個，鈽-239和鈽-241，可經由和鈾-235同樣的方式以分裂產生熱。在快中子反應器，這個過程經過最佳化，使其可以「滋生」燃料，經常使用圍繞爐心的貧化鈾「包圍體」（blanket）。快中子反應器比通常的熱中子反應器可以更有效地利用鈾，最少為60倍；不過，此設計的建造費用昂貴，只有在鈾價格提高至1980年以前的數值，即遠高於當前的市價，才可能有經濟效益。

（一）歐洲的快滋生反應器設計

為此原因，快中子反應器的研究工作有幾年幾乎停止，1450 MWe的「歐洲快滋生反應器」已明顯地停止；1250 MWe的法國「Superphenix」快滋生反應器在13年期間很少運轉後因冷卻劑液態鈉洩漏事件被關閉，也造成發展延後。

（二）印度的快滋生反應器設計

印度的快中子反應器研究工作持續進行中。在英迪拉．甘地原子研究中心，自1985年以來，一個40 MWt的快中子滋生實驗反應器已在運轉；另外，極小的「Kamini」，經由滋生易裂的U-233，在那裡被用來進行使用釷做為核燃料之研究。2004年開始在Kalpakkam興建一個 500 MWe原型快滋生反應器，使用的燃料為鈾鈽碳化物（反應器等級之鈽來自其現有的PHWRs），並使用釷「包圍體」來滋生易裂的U-233，機組預計在2011年開始運轉。此將印度極有企圖心的釷計畫推展至第二階段，並為最終完整地運用該國豐富的釷做為反應器燃料展開序幕。

（三）日本的快滋生反應器設計

日本計畫發展快滋生反應器；自1977年開始運轉的「常陽」（Joyo）實驗反應器，現已被增大到140 MWt。280 MWe 的「文殊」（Monju）原型商業快滋生反應器，在1995年連接到電網，但隨後文殊於1995年12月因發生液態鈉冷卻劑外洩事故而停機，歷經14年5個月的漫長歲月才得以在2010年5月6日重新起動。⁽¹⁷⁾

1、三菱的JSFR

三菱重工參與的一個集團，計畫興建「日本標準快中子反應器」（Japan Standard Fast Reactor, JSFR）之概念，不過其滋生比小於1：1。「JSFR」是一個大型機組，使用鈾和鈽氧化物燃料，可燃燒錒系元素。「JSFR」的規模可以是500到1500 MWe的任何數值。三菱重工亦建立了「三菱快滋生反應器系統」（MFBR）。

2、東芝的4S

日本東芝公司已和CRIEPI合作成功開發出可連續運轉30年、輸出功率10 MWe的「4S」（Super-Safe, Small and Simple）超小型快中子反應器（如圖一所示），計畫在2010年10月向美國申請設計合格認証，希望在2014年開始商業運轉。^{(10) - (12)}

圖一　「4S」設計示意圖

「4S」使用鈉做為冷卻劑，有被動的安全功能和負溫度與空泡反應度係數。整個機組將在工廠興建後，運到現場、安裝於地面之下，用來推動蒸汽循環。「4S」能夠連續運轉30年不必更換燃料，使用的金屬燃料為鈾-235濃縮度低於20%的鈾-鋯或鈾-鈽-鋯合金（169個直徑10毫米的燃料棒）。「4S」使用圍繞細長的爐心（直徑0.68公尺，高2公尺）的一個環形反射體代替控制棒來控制反應度，爐心壽命內的穩定功率輸出，係藉由逐步向上移動反射體達成，經過14年後，爐心中心的一個中子吸收體將被移除，隨後該反射體重複在爐心內緩慢向上移動16年。在發生緊急事件時，反射體將掉落至反應器容器的底部，以減慢爐心反應，衰變熱係由外部空氣循環移除。^{(10) - (11)}

東芝於2010年3月23日表示，⁽¹³⁾正考慮與美國微軟公司創辦人蓋茲攜手合作，研發可連續運轉100年而無須添加燃料的新一代核能反應器，使核能發電更安全、成本更低廉。東芝透露，正和蓋茲旗下的TerraPower公司洽談，考慮合作開發「行波反應爐」（Traveling wave reactor, TWR）。「TWR」以貧化鈾為燃料，可連續運轉100年而不必添加燃料。東芝發言人表示，和TerraPower的洽談還在初步階段，尚未有具體結果。TerraPower已公開表示，正在研發「TWR」技術，並宣稱「TWR」比目前的反應爐安全、便宜、更容易獲社會大眾接納。東芝預期，「4S」的技術有八成可轉用到「TWR」。「TWR」不需要調整核分裂反應速度的控制棒，因此安全性提高，輸出功率從100 MWe到1000 MWe不等。如圖二所示，行波反應爐的爐心分為四區：「用過燃料區」（depleted zone）、「分裂區」（fission zone）、「滋生區」（breeding zone）、及「新燃料區」（fresh zone），產生能量的「分裂區」只有不到一公尺厚，隨著時間緩慢向前推移，有效地消耗前面的可孕材料並將用過燃料留在後面。^{(14) - (15)} 過程像燃燒蠟燭，由熔化的蠟提供燃料。⁽¹⁸⁾

 

C：六角柱內的燃料（黑色為用過燃料，綠色為新燃料），D：分裂波（紅色），E：滋生波（黃色）

圖二　行波反應爐設計示意圖

（四）俄羅斯的快滋生反應器設計

1、BN-600

俄羅斯在Beloyarsk的「BN-600」快滋生反應器從1981年起就已開始提供電力給電網，「BN-600」在所有俄羅斯的核電機組中，具有最佳的運轉及生產記錄。「BN-600」使用氧化鈾燃料和鈉冷卻劑，在只比大氣壓力稍高的狀況下提供550℃的溫度。「BN-350」快滋生反應器已在哈薩克運轉27年，其輸出約有一半用於海水淡化。俄羅斯計畫重新配置「BN-600」，用來燃燒其軍事庫存鈽。

2、BN-800

第一個「BN-800」正在Beloyarsk興建中，「BN-800」為OKBM所發展，具有改良功能的新型較大（880 MWe）快滋生反應器。「BN-800」有相當大的燃料彈性- U+Pu氮化物、鈾鈽混合氧化物、或金屬，和最高達1.3的滋生比；有增強的安全性及改良的經濟性，營運成本預計只比「VVER」高 15%。「BN-800」每年有能力燃燒2噸從武器拆卸產生的鈽，另將測試在燃料中再循環錒系元素。「BN-800」已被行銷給中國，預計在2012年開始興建兩個機組。

但是，Beloyarsk-4的「BN-800」很可能是最後一個具有可孕的貧化鈾「包圍體」圍繞爐心的這種反應器（除了印度的釷計畫以外），後續的快中子反應器會有一個整合的爐心，以儘量減少從滋生鈽-239造成武器擴散的潛在風險。Beloyarsk-5 被指定為「BREST」設計。

3、BREST

俄羅斯已試驗了幾種鉛冷式反應器設計，和在其「7 Alfa」級潛艇的反應器使用鉛-鉍冷卻40年；鉛-208（54%的自然存在鉛）對於中子是透明的。「BREST」快中子反應器是由「NIKIET」發展的重要新型俄羅斯設計，功率為300 MWe或更高，使用鉛做為一次側冷卻劑、溫度為540℃，和超臨界的蒸汽產生器。「BREST」是本質上安全的，使用高密度的鈾鈽氮化物燃料，不需要高濃縮度，不會產生武器等級的鈽（因為沒有鈾「包圍體」，滋生全部都發生在爐心中）。另外，它是一個平衡爐心，因此，沒有多餘的中子可用來照射標靶。初始的爐心可包含鈽及用過燃料，因此含有分裂產物，具有很強的放射性。隨後，任何多餘的鈽（不是純態的），可做為新反應器的爐心。用過燃料可以無限期地再循環，具有現場再處理及相關的設施。俄羅斯規劃在Beloyarsk興建一個試驗的機組，建議的機組功率為1200 MWe。

（五）歐洲鉛冷式系統（ELSY）

在歐洲600 MWe的「歐洲鉛冷式系統」（European Lead-cooled System, ELSY）係由義大利Ansaldo Nucleare領導，由Euratom資助。「ELSY」 是一個有彈性的快中子反應器，可以使用耗乏鈾或釷燃料基體，並燃燒來自輕水反應器燃料的錒系元素。液態金屬（鉛或鉛-鉍混合物）的冷卻是在低壓力下進行，此設計在2008年已接近完成，一個小型的示範設施正在規劃中。「ELSY」以480℃的混合氧化物燃料運轉，熔化的鉛被泵送到八個蒸汽產生器，衰變熱的移除是採被動方式的對流式熱交換。

（六）美國的快滋生反應器設計

在美國GE 曾參與設計一個模組化液態金屬冷卻、本質上安全的反應器- 「PRISM」。GE與美國能源部的國家實驗室在「進步型液態金屬快滋生反應器」（advanced liquid-metal fast breeder reactor, ALMR）計畫中發展「PRISM」。至今沒有任何美國快中子反應器的功率超過66 MWe，也沒有在商業上提供電力。

今天的「PRISM」是GE-Hitachi的「緊密的模組化池型反應器」（compact modular pool-type reactor（設計，以被動冷卻方式移除衰變熱。經過30多年的發展，它代表GEH對於「在美國採用封閉的燃料循環」所提出的第四代解決方案。每個「PRISM」電力區塊包括兩個模組，每個各為311 MWe，運轉在高溫度-超過500℃。低於地面的池型模組，包含完整的一次側系統和鈉冷卻劑。使用金屬的鈽及耗乏鈾燃料，由輕水反應器的用過燃料取得，但是，所有的超鈾元素在電冶金再處理一起被移除，因此新燃料中含有次要錒系元素與鈽。燃料在反應器停留約六年，每兩年移除其中的三分之一。分裂產物被移除後，用過的「PRISM」燃料被再循環使用。商業規模的電廠概念-「先進的再循環中心」（Advanced Recycling Centre）的一部分，使用三個電力區塊（六個反應器模組），共提供1866 MWe。

（七）韓國的快滋生反應器設計

韓國的「韓國進步型液態金屬反應器」（KALIMER, Korea Advanced LIquid Metal Reactor）是一個600 MWe 池型鈉冷卻快中子反應器，設計在超過500℃運轉。「KALIMER」係由一個150 MWe的版本所演化，有一個「轉化爐心」（transmuter core），沒有滋生「包圍體」。韓國未來預備將「KALIMER」發展成為第四代類型。

柒、加速器驅動系統（Accelerator-Driven Systems, ADS）

最近的一個重要發展，係將加速器和核分裂反應器的技術結合起來，以產生電力與轉化長壽命的放射性廢棄物，利用高能量的質子束打擊重金屬標靶，經由核散裂生成中子。中子造成燃料的核分裂反應，但與傳統的反應器不同的是：燃料是在次臨界狀態，當加速器關閉時分裂隨即停止。燃料可能為鈾、鈽或釷，亦可能與傳統反應器產生的長壽命廢棄物混合。不過，在可證實這一概念的潛力之前，很多技術和工程問題仍待探討。

捌、美國核管會認為進步型反應器設計應考慮的特性

核管會認為設計人員應考慮幾個重要的反應器特性（US Nuclear Regulatory Commission draft policy, May 2008（，包括：

l     可靠性極高、較不複雜的安全停機系統，特別是那些本質的或被動的安全功能；

l     簡化的安全系統，允許更直接的工程分析，以較少的運轉人員動作運轉，並增加運轉人員對反應器狀況的理解；

l     同時解決安全及保安要求，導致一個需要更少的人為操作的整體安全系統；

l     用來防止飛機撞擊同時造成圍阻體破損和爐心冷卻喪失的設計功能，或本質上延遲任何放射性外釋的設計功能，和；

l     在飛機撞擊後仍能維持用過燃料池完整性的設計功能。

參考資料

• (1) World Nuclear Association之網站資料 (http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html)中之“Advanced Nuclear Power Reactors,” February 2010.
• (2) “Westinghouse seeks Chinese consent to design changes on AP1000,” Nucleonics Week (April 2, 2009).
• (3) “Chinese regulator may accept original AP1000 shield building,” Nucleonics Week (December 24, 2009).
• (4) “Korea plans to expand APR horizon, backed by UAE vote of confidence,” Nucleonics Week (January 7, 2010).
• (5) “First nuclear island concrete poured for Taishan-1 EPR,” Nucleonics Week (November 26, 2009).
• (6) Wikipedia, the free encyclopedia網站中之“Pebble bed reactor”, 2010年3月取自" http://en.wikipedia.org/wiki/Pebble_bed_reactor"。
• (7) “South Africa's pebble bed demonstration plant postponed indefinitely, official says,” Nucleonics Week (September 17, 2009).
• (8) “PBMR considering change in product strategy,” PBMR (Pty) news release (February 5, 2009).
• (9) “PBMR company, with no funds, begins process of closing shop,” Nucleonics Week (March 4, 2010).
• (10) World Nuclear Association之網站資料 (http://www.world-nuclear.org/info/inf98.html)
  中之“Fast Neutron Reactors,” January 2010.
• (11) Wikipedia, the free encyclopedia網站中之“Toshiba 4S”, 2010年3月取自" http://en.wikipedia.org/wiki/Toshiba_4S#External_links"。
• (12) “Bill Gates Goes Nuclear With Toshiba's 4S Reactor,” (March 23, 2010)，網站資料取自"http://www.fastcompany.com/1594671/bill-gates-goes-nuclear-with-toshiba-tie-up"。
• (13) 「東芝找蓋茲談核作-擬研發新核子反應爐運轉百年免加燃料」，經濟日報，2010年3月24日。
• (14) Wikipedia, the free encyclopedia網站中之“Traveling wave reactor”, 2010年3月取自" http://en.wikipedia.org/wiki/Traveling_wave_reactor"。
• (15) “10 Emerging Technologies 2009,” Technology Review, MIT.
• (16) “Senate bill would make small reactors focus of new cost-share program,” Nucleonics Week (November 26, 2009).
• (17) 「文殊核反應器停機14年重啟動」，中國時報，2010年5月7日。
• (18) “TerraPower raising capital for TWR design,” Nucleonics Week (June 17, 2010).

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