当代核电站的安全系数非常高，而且安全要求每年都在提升。与大功率反应堆的一些易接受方案相比，小尺寸和小储能堆型的应用，使主系统中可以适应更多种的设计方案。
在评估反应堆堆运行安全水平的工程安全系统方面，小型模块堆（SMR）中要少得多，而且不是通过安全系统或局部系统来评估安全状况，而是通过消除发生源，基于自然规律的应用，包括反应堆物理学中的负反馈规律。
所有现代核电项目都努力提高电站运行的安全性。例如，一些国家打算一次装载燃料，长期保持运行，这种方法有助于防止裂变材料扩散，在全球大规模发展核能的情况下预防核扩散问题。
这些方法都充分发挥了成熟的技术优势，主要方面包括燃料、冷却剂和能量转换器技术，能在任何地质和气候条件下保证安全性。
以下简要分析现代核电站项目中使用的安全系统。
1、余热排出系统
通过蒸汽发生器和热交换器释放残余能量，是目前核电站中应用最广泛的安全设计之一。蒸汽发生器中残余能量释放产生蒸汽，蒸汽进入水箱中的热交换器发生冷凝。同时，冷凝水通过给水管道返回蒸汽发生器。
该种方案适用于IRIS项目中，包括反应堆堆芯应急冷却的非能动应急排热系统（EHRS）、SMART项目余热排出的非能动排热系统（PRHR）和“纽斯凯尔”（NuScale）项目的衰变排热系统（DHRS）。
在一些核电项目中，不通过蒸汽发生器排热，而是采用一种技术冷凝器方法，类似于沸水堆（BWR）中使用的技术。冷凝器热交换器位于水箱中，并与反应堆容器相连。在反应堆堆芯中的反应堆容器内，余热通过上部管道或箱盖产生蒸汽，蒸汽进入冷凝器热交换器，冷凝后返回反应堆容器。
在这种情况下，反应堆堆芯的冷却通过蒸汽的自然循环进行，冷凝水通过重力返回反应堆堆芯。与前面使用蒸汽发生器的设计方案一样，管路中有阀门来驱动管路。该方案在CAREM25和NuScale项目中得到了应用。
2、高压喷射系统
高压喷射系统是向反应堆注入一定体积的硼酸水。
水储存在一个罐中，喷射压力来自氮气或其他惰性气体。在储罐底部，有一条管道通向反应堆容器。管道有一个切断阀，当外壳中的压力降至储罐中压力以下时，切断阀就会打开。
该系统可以提供单向注水，以补偿失水事故期间反应堆容器中水的损失。通常，高压注入系统应在反应堆容器主动供水系统启动前运行。
IRIS和“西屋SMR”项目中，“西屋”应用了该解决方案，反应堆容器上方安装一个装有硼酸溶液的水箱。罐的上部通过一条管道与反应器相连，正常操作时，管道上有一个打开的阀门。
在紧急情况下，下部管道中的阀门打开，含硼酸的水通过重力排入反应堆容器，从而冷却堆芯，降低裂变反应。
与“西屋”项目不同的是，SMART项目（韩国）通过高压电动泵将储罐中的含硼水注入反应堆容器。
沸水堆的特点是设有RCIC系统（隔离堆芯冷却系统），在该系统中，堆芯中的蒸汽可以触发小涡轮驱动泵，在泵的作用下，水从储存罐中泵出。
日本“福岛第一核电站”反应堆曾设计有该系统，但使用的是技术冷凝器。当反应堆在紧急情况下与汽轮机隔离时，系统开始运行。
3、低压喷射系统
主动和被动低压喷射系统在当代和未来的大功率反应堆设计中有着广泛的应用。
因此，在APR-1400和ATMEA-1中，采用了一种主动喷射系统，该系统带有低压泵。在大型失水事故中——反应堆容器内压力较低，冷却剂损失较大——该系统就会启动。在高压喷射系统启动后，该系统也应打开。
在一个较为简化的沸水堆中，利用重力作用，水从较高位置的水箱流入反应堆。然而，如果反应堆堆芯中产生较多的蒸汽，系统的效率可能就会降低。
在阿根廷ASMM CAREM25项目中，EIS系统实现了从压力罐低压注水。水箱中装有硼酸水，并与反应堆容器相连。
该系统的目的是防止失水类事故期间堆芯无水冷却。在发生失水事故时，反应堆容器内的压力降至1.5MPa，储罐开始向反应堆容器供水。
在“纽斯凯尔”项目中，阀门起了重要作用：在发生事故时，来自反应堆容器的蒸汽，通过反应堆容器上部排气阀排放到安全壳。蒸汽在安全壳内表面冷却，由于安全壳本身位于水池中，因此也可以传递热量。
在容器内部，冷却后的冷凝水积聚在下部。
再循环阀安装在安全壳底部的某个点上。容器中的水位（冷凝水）达到再循环阀的水位后，再循环阀打开，水返回反应堆。因此，“纽斯凯尔”项目在反应堆容器和安全壳之间的严重事故中实施了自然循环。
4、安全壳
容器内的温度和压力必须保持在规定范围内。
在CAREM25项目中，采用压力抑制池进行压力补偿，反应堆蒸汽输送到起泡器进行凝结。
在SMART项目中，安全壳内的压力通过自动喷水灭火系统进行补偿。系统的水源可以来自容器内部或外部。
在这两个项目中，是关于混凝土容器的。
“NuScale”和“西屋SMR”项目采用了不同的设计，将反应堆厂房置于金属安全壳内，相对远离外部混凝土结构，在金属容器和混凝土结构之间充水，从而排出金属容器中的热量。
mPower项目采用了一种冷却金属外壳的设计方案，这与AP-1000项目的方案非常接近。在AP-1000方案中，金属容器通过气流或喷水灭火系统进行被动冷却。在mPower项目中选择了水冷方案。
5、减轻事故后果的系统
在许多核电项目中，尤其是SMART、IRIS和mPower，均采用了与AP-1000相同的设计，即用水冷却反应堆容器外部，保持容器中的真皮层不变。这种方法称为容器内滞留（IVR）法，即在容器内冷却。
IVR法的实际效果是显而易见的，反应堆中充满了水，其下部始终低于水位。
IVR法必须辅之安全壳冷却措施——确保容器中一直有水，从而确保可靠地冷却真皮层，且不会损坏反应堆容器。
另一种方法是使用熔体捕集器，这种方法通常更多的用于大功率反应堆设计。
为防止在反应堆堆芯熔化的严重事故中发生氢气爆炸，在许多核电项目，尤其是SMART、mPower、IRIS和CAREM25项目中都设计了被动催化氢气复合器。
6、SMR安全策略总结
先进SMR设计人员实施的安全设计方案，一般最大限度地利用给定技术路线和给定的电站规模，计算出固定的和非能动的安全特性（也称为“按设计”安全特性）。
就其自身而言，SMR中使用的“按设计”安全特性在大多数情况下不依赖尺寸，可以用在更大容量的反应堆。然而，SMR本身更加可靠，可以充分发挥其潜在效果。
如前所述，较小的反应堆尺寸有助于更有效地实现固定的和非能动安全设计，主要因为：
①更大的表面积与体积比，更容易排出衰变热，尤其是单相冷却剂。
②降低堆芯功率密度，有利于非能动安全功能和系统运作。
③较低的潜在风险通常由较低的源项引起，这是由于较低的燃料库存、反应堆中储存较低的非核能和较低的整体衰变热率。
以上所有SMR设计都旨在满足当前的国家法规，并总体上符合国际安全规范，例如国际原子能机构安全标准NS-R-I中制定的关于实施纵深防御战略以及提供冗余和多样化的能动和非能动安全系统的规范。 免责声明：本网转载自合作媒体、机构或其他网站的信息，登载此文出于传递更多信息之目的，并不意味着赞同其观点或证实其内容的真实性。本网所有信息仅供参考，不做交易和服务的根据。本网内容如有侵权或其它问题请及时告之，本网将及时修改或删除。凡以任何方式登录本网站或直接、间接使用本网站资料者，视为自愿接受本网站声明的约束。
