• การผลิตไฟฟ้าและความร้อนด้วยพลังงานนิวเคลียร์โดยใช้หน่วยผลิตขนาดเล็กและไม่ซับซ้อน กลับมาได้รับความสนใจอีกครั้ง
• การใช้ไฟฟ้าสามารถทำได้โดยไม่ต้องพึ่งระบบจ่ายไฟฟ้าขนาดใหญ่
• เทคโนโลยีนี้สามารถนำไปใช้งานได้หลายด้าน

จากเหตุผลที่การสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์และระบบผลิตไอน้ำขนาดใหญ่สำหรับผลิตไฟฟ้ามีต้นทุนสูง และอีกส่วนหนึ่งคือความต้องการใช้ไฟฟ้าจากระบบที่เล็กกว่า 4 GWe* จึงทำให้มีการพัฒนาระบบที่เล็กลง โดยอาจก่อสร้างเป็นหน่วยเดียวตั้งอยู่อย่างอิสระ หรือโรงไฟฟ้าแบบโมดูล (module) ที่ทำเป็นหน่วยย่อยหลายหน่วยในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดใหญ่ ซึ่งสามารถสร้างเพิ่มเติมได้ หากมีความต้องการมากขึ้น รวมทั้งมีการพัฒนาโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดเล็กสำหรับสร้างในสถานที่ห่างไกล IAEA ได้นิยามโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดเล็ก ว่าเป็น โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่มีกำลังผลิตต่ำกว่า 300 MWe แต่โดยทั่วไปในปัจจุบัน จะถือว่าโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ต่ำกว่า 500 MWe เป็นขนาดเล็ก โดย IAEA รายงานว่า จนถึงปี 2040 มีโครงการที่จะสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กถึง 1000 เครื่อง

โครงการที่โดดเด่นที่สุด คือ โครงการโรงไฟฟ้าโมดูลลาร์ (modular project) ของแอฟริกาใต้ ที่มีการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ Pebble Bed Modular Reactor ขนาด 170 MWe ส่วนในประเทศจีน Chinergy ได้เตรียมการก่อสร้างโรงไฟฟ้าที่คล้ายกัน โดยเป็นแบบ HTR-PM ขนาด 195 MWe ขณะที่ในสหรัฐอเมริกา มีการพัฒนาการออกแบบที่ต่างกัน โดยเป็นโมดูลขนาด 285 MWe โดยใช้ก๊าซในการหมุนกังหันเครื่องกำเนิดไฟฟ้าโดยตรง ใช้ก๊าซฮีเลียมเป็นสารหล่อเย็น ทำงานที่อุณหภูมิสูงมาก ในการก่อสร้างใช้ประสบการณ์จากนวัตกรรมในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ช่วงทศวรรษ 1960-1970

นอกจากนั้น มีบางส่วนที่การพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กมากแบบใช้นิวตรอนเร็ว (fast reactor) โดยมีกำลังต่ำกว่า 50 MWe

โดยทั่วไป เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กสำหรับใช้ในการผลิตไฟฟ้านั้น มักมุ่งที่จะออกแบบให้ไม่ซับซ้อน ราคาไม่สูงเมื่อผลิตด้วยจำนวนมาก และสามารถลดต้นทุนในเรื่องของที่ตั้ง มีหลายแห่งที่ออกแบบโดยเน้นที่มีระบบความปลอดภัยสูงสามารถทำงานแบบ passive เมื่อมีความผิดปกติ*

* โดยทั่วไป ระบบความปลอดภัยของเครื่องปฏิกรณ์จะเป็นแบบที่ต้องสั่งการ (active) โดยทำงานด้วยไฟฟ้าหรือเครื่องกล ระบบทางวิศวกรรมบางแบบทำงานได้เอง แบบ passive เช่น ความดันทำให้วาล์วเปิดออก ซึ่งอาศัยหลักการทางฟิสิกส์ เช่น แรงโน้มถ่วง การพาความร้อน หรือความต้านทานต่ออุณหภูมิสูง

แนวคิดในการก่อสร้างโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดเล็ก เกิดจากการความต้องการใช้ไฟฟ้าในบริเวณที่ห่างไกลจากระบบสายส่ง และมีการใช้ไฟฟ้าไม่มากนัก ขณะที่บางแห่งเป็นการออกแบบของกลุ่มที่ต้องการแข่งขันกับระบบขนาดใหญ่ ก่อนหน้านี้ กระทรวงพลังงานสหรัฐ ประมาณว่า ต้นทุนการผลิตไฟฟ้า ของโรงไฟฟ้าขนาด 50 MWe อยู่ที่ 5.4 ถึง 10.7 c/kWh (เปรียบเทียบกับค่าไฟฟ้าของรัฐอลาสก้ากับฮาวาย อยู่ที่ 5.9 ถึง 36.0 c/kWh)

สภาผู้แทนสหรัฐได้ให้งบประมาณสนับสนุนการวิจัย ทั้งการออกแบบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ใช้เครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็กแบบโมดูลลาร์ (small modular nuclear power plants) ที่สร้างจากโรงงงานแล้วนำมาประกอบในที่ตั้ง และการออกแบบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ระบายความร้อนด้วยก๊าซแบบก้าวหน้า (advanced gas-cooled) ซึ่งเป็นโมดูลที่มีถึง 10 เครื่องหรือมากกว่าประกอบกัน ต่อการก่อสร้างโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ 1 แห่ง

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์นิวเคลียร์ขนาดเล็กสำหรับใช้งานในที่ตั้งที่ห่างไกลและมีการใช้งานแล้ว ได้แก่ โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Bilibino ในไซบีเรีย เป็นโรงไฟฟ้าขนาด 62 MWt (ความร้อน) จำนวน 4 เครื่อง ใช้เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือดหน่วงนิวตรอนด้วยกราไฟท์ (graphite-moderated boiling water) โดยผ่านน้ำไปที่สารหน่วงนิวตรอน (moderator) ที่เป็นกราไฟท์ทำให้กลายเป็นไอน้ำ โรงไฟฟ้านี้ใช้ไอน้ำในการให้ความร้อนกับตัวเมือง และผลิตไฟฟ้าอีก 11 MWe ซึ่งสามารถใช้งานได้ดีมาตั้งแต่ปี 1976 และมีราคาถูกกว่ามาก เมื่อเปรียบเทียบกับการใช้เชื้อเพลิงฟอสซิลที่อาร์กติก

เครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (Light Water Reactors, LWR)

สหรัฐอเมริกามีประสบการณ์ในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กมากสำหรับใช้ในกองทัพ เช่น เครื่องปฏิกรณ์ PM-3A ขนาด 11 MWt, 1.5 MWe ที่ใช้ใน McMurdo Sound ในทวีป Antarctica ช่วงปี 1962-72 ผลิตไฟฟ้าได้ทั้งหมด 78 ล้าน kWh โครงการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็กของกองทัพสหรัฐดำเนินการได้ประสบผลสำเร็จมาตั้งแต่ทศวรรษ 1950 ตัวอย่างเช่น โรงไฟฟ้า Big Rock Point BWR ขนาด 67 MWe ที่ใช้งานมาจนถึงปี 1997 เป็นเวลา 35 ปี

เครื่องปฏิกรณ์ KLT และ VBER ออกแบบมาให้ถังควาามดัน (pressure vessel) ของเครื่องปฏิกรณ์เป็นแบบปกติ แต่มีระบบผลิตไอน้ำ (steam generators) อยู่ด้านนอก ขณะที่เครื่องปฏิกรณ์ส่วนใหญ่มีระบบผลิตไอน้ำอยู่ภายในถังความดันของเครื่องปฏิกรณ์ (reactor pressure vessel) ซึ่งมีระบบความปลอดภัยสูงเช่นเดียวกับเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำความดันสูง (PWR) ในปัจจุบัน

เครื่องปฏิกรณ์แบบ KLT-40S ในเรือทำลายน้ำแข็ง (icebreaker) ของรัสเซีย ได้พิสูจน์ให้เห็นแล้วว่าสามารถใช้งานได้ดี และมีการเสนอให้นำไปใช้งานที่หลากหลายมากขึ้น เช่น การผลิตน้ำจืดจากน้ำทะเล การใช้กับเรือบรรทุก (barge) และใช้ผลิตไฟฟ้าในที่ห่างไกล เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาด 150 MWt สามารถใช้ผลิตไฟฟ้าได้ 35 MWe และใช้ความร้อน 35 MW ในการกลั่นน้ำทะเล หรือให้ความร้อนกับตัวเมือง โดยสามารถใช้งานได้นาน 3 - 4 ปี ก่อนจะเปลี่ยนเชื้อเพลิง ซึ่งจะใช้งานคู่กัน 2 เครื่อง สามารถเปลี่ยนเชื้อเพลิงและมีที่จัดเก็บเชื้อเพลิงใช้แล้วในที่ตั้ง เมื่อทำงานครบ 12 ปี จะส่งทั้งหมดไปยังโรงงานผลิตเพื่อการซ่อมบำรุงและจัดเก็บเชื้อเพลิงใช้แล้ว โดยทั้ง 2 เครื่อง จะบรรจุลงในเรือบรรทุกขนาด 20,000 ตัน

ปกติ แกนเครื่องปฏิกรณ์จะมีระบบหล่อเย็นที่หมุนเวียนด้วยปั๊ม แต่เครื่องปฏิกรณ์ที่ OKBM ออกแบบมาให้ใช้การพาความร้อนในกรณีที่เกิดเหตุฉุกเฉิน ใช้เชื้อเพลิงเป็น uranium aluminium silicide มีการเสริมสมรรถนะ (enrichment) ให้มีความเข้มข้น 20% มีระยะเวลาใช้งานได้นาน 4 ปี ก่อนเปลี่ยนเชื้อเพลิงใหม่

OKBM กำลังพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ของเรือทำลายน้ำแข็งใหม่ เป็นแบบ RITM-200 ซึ่งจะแทนที่เครื่องปฏิกรณ์เดิมที่เป็นแบบ KLT รวมทั้งจะนำไปใช้ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบลอยน้ำ (floating nuclear power plants) เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้เป็นแบบใช้น้ำความดันสูง (PWR) มีกำลัง 210 MWt (55 MWe) มีระบบความปลอดภัยแบบทำงานด้วยตัวเอง (inherent safety) โดยเครื่องปฏิกรณ์ RITM-200 เครื่องเดียวสามารถใช้แทนที่เครื่องปฏิกรณ์แบบ KLT-40S ได้ 2 เครื่อง ข้อดีของเครื่องรุ่นนี้ คือ มีระบบผลิตไอน้ำที่เชื่อถือได้ดีกว่า และระบบควบคุมที่เข้าถึงภายในถังความดันของแกนเครื่องปฏิกรณ์ได้น้อยกว่า

โรงงานของรัสเซียได้สร้างเครื่องปฏิกรณ์ที่ใหญ่ขึ้น และติดตั้งในเรือบรรทุกขนาด 12,000 ตัน เรียกว่ารุ่น VBER-150 มีกำลัง 350 MW thermal, 110 MWe มีการสร้างให้เป็นแบบโมดูลลาร์ (modular) มีระบบผลิตไอน้ำ 2 ชุด โดย OKBM ได้พัฒนามาจากการออกแบบของกองทัพเรือ ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมออกไซด์เสริมสมรรถนะ 4.7% มีการเผาไหม้เชื้อเพลิงต่ำ (เฉลี่ย 41.6 GWd/t) สามารถใช้งานได้นาน 8 ปี ก่อนการเปลี่ยนเชื้อเพลิง

เครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR ที่มีขนาดใหญ่ขึ้นมาของ OKBM คือ VBER-300 มีกำลัง 295 MWe ซึ่งเครื่องแรกจะสร้างในคาซัคสถาน (Kazakhstan) โดยติดตั้งเป็นคู่ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ลอยน้ำในเรือบรรทุกขนาด 49,000 ตัน มีกำลัง 200 MWe และ 1900 GJ/hr เครื่องปฏิกรณ์ออกแบบมาให้มีอายุการใช้งาน 60 ปี มีระบบผลิตไอน้ำ 4 ชุด แกนเครื่องปฏิกรณ์ใ้ช้เชื้อเพลิง 85 แท่ง เสริมสมรรถนะ 5% มีการเผาไหม้เชื้อเพลิง 48 GWd/tU นอกจากนั้น เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้ยังมีแบบที่มีระบบผลิตไอน้ำ 2 ชุด และ 3 ชุด ซึ่งมีกำลัง 150 และ 230 MWe ตามลำดับ รวมทั้งสามารถใช้เชื้อเพลิงชนิดเสริมสมรรถนะสูงขึ้น (18%) ทำให้ระยะเวลาในการใช้งานก่อนจะเปลี่ยนเชื้อเพลิง เพิ่มขึ้นจาก 2 ปี เป็น 15 ปี โดยมีการเผาไหม้เชื้อเพลิง 125 GWd/tU ในปี 2006 Atomstroyexport และ Kazatomprom ได้ร่วมกันพัฒนาโครงการนี้เพื่อผลิตไฟฟ้าในคาซัคสถาน และเพื่อการส่งออกในลำดับต่อไป

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ของรัสเซียที่มีขนาดใหญ่กว่าอีกรุ่น คือ VK-300 เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด ที่มีการพัฒนาขึ้นมาเฉพาะสำหรับการใช้ความร้อนร่วมในการผลิตไฟฟ้าและผลิตความร้อนสำหรับตัวเมือง หรือใช้ความร้อนกลั่นน้ำทะเล มีกำลัง 150 MWe (plus 1675 GJ/hr) โดย Research & Development Institute of Power Engineering (NIKIET) พัฒนาจากเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือดรุ่น VK-50 BWR ที่ Dimitrovgrad แต่ใช้อุปกรณ์ประกอบที่เป็นมาตรฐาน และใช้เชื้อเพลิงคล้ายกับรุ่น VVER ระบบหล่อเย็นเป็นแบบ passive โดยการพาความร้อน ระบบความปลอดภัยทั้งหมดเป็นแบบ passive เช่นกัน การเผาไหม้ของเชื้อเพลิง 41 GWday/tU ใช้ผลิตไฟฟ้าอย่างเดียว โดยมีกำลังผลิต 250 MWe ในเดือนกันยายน 2007 มีการประกาศว่าจะมีการสร้างจำนวน 7 เครื่อง ที่ Kola และ Primorskaya ซึ่งเป็นเมืองทางด้านตะวันออกไกล โดยจะเริ่มเดินเครื่องในปี 2017-20

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบใช้น้ำความดันสูงของรัสเซีย OKBM PWR ที่อยู่ระหว่างการพัฒนา คือรุ่น ABV ที่มีกำลัง 45 MW thermal (รุ่น ABV-6M ) ลงมาถึง 18 MWt (รุ่น ABV-3) มีกำลังผลิตไฟฟ้า 4-18 MWe ตัวเครื่องปฏิกรณ์และระบบผลิตไอน้ำมีขนาดเล็ก โดยทั้งระบบจะสร้างจากโรงงาน มีทั้งแบบติดตั้งบนพื้นดินหรือติดตั้งในเรือบรรทุก เครื่องปฏิกรณ์รุ่น ABV-6M ใช้เรือบรรทุกขนาด 3500 ตัน ขณะที่รุ่น ABV-3ใช้เรือขนาด 1600 ตัน แกนเครื่องปฏิกรณ์คล้ายกับ KLT-40 ยกเว้นเชื้อเพลิงที่เสริมสมรรถนะ 16.5% มีการเผาไหม้เชื้อเพลิงเฉลี่ย 95 GWd/t ระยะเวลาใช้งาน 8-10 ปี ก่อนเปลี่ยนเชื้อเพลิงใหม่ มีอายุการใช้งาน 50 ปี

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดเล็กแบบก้าวหน้า (advanced small nuclear power plant) หรือ CAREM พัฒนาโดย CNEA กับ INVAP ของอาร์เจนตินา เป็นเครื่องปฏิกรณ์ประกอบชุด (modular) แบบใช้น้ำความดันสูง (pressurized water reactor) ขนาด 100 MWt /27 MWe ที่มีระบบผลิตไอน้ำอยู่ภายในแกนเครื่องปฏิกรณ์ ออกแบบมาสำหรับใช้ผลิตไฟฟ้า (มีกำลัง 27 MWe ถึง 100 MWe) ใช้เป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัย (research reactor) หรือใช้กลั่นน้ำทะเล เครื่องปฏิกรณ์ CAREM มีระบบระบายความร้อนแรก (primary coolant) ทั้งหมดอยู่ภายใน reactor pressure vessel ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะแบบมาตรฐาน PWR 3.4% มีการเปลี่ยนเชื้อเพลิงปีละครั้ง การออกแบบค่อนข้างจะใช้มานานแล้ว จึงอาจมีการปรับปรุงภายในในทศวรรษนี้

เครื่องปฏิกรณ์ SMART (System-integrated Modular Advanced Reactor) ของเกาหลีใต้ (South Korea's SMART) มีขนาดใหญ่ขึ้นมา เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำความดันสูง ขนาด 330 MWt มีระบบผลิตไอน้ำอยู่ภายในถังของแกนเครื่องปฏิกรณ์ มีระบบความปลอดภัยแบบก้าวหน้า ได้รับการออกแบบโดย Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) ใช้ผลิตไฟฟ้าได้ 100 MWe หรือใช้ความร้อนในการกลั่นน้ำทะเล มีอายุการใช้งาน 60 ปี เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 3 ปี การออกแบบเบื้องต้นเสร็จสมบูรณ์แล้ว แต่ยังไม่มีคำสั่งซื้อ KAERI ตั้งเป้าที่จะดำเนินการให้ได้รับใบอนุญาตการออกแบบในปี 2012

Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) ของญี่ปุ่น ได้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็ก MRX มีกำลัง 50-300 MWt เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบ integral PWR ใช้สำหรับการเดินเรือ หรือผลิตไฟฟ้า (30 MWe) ระบบทั้งหมดผลิตจากโรงงาน เครื่องปฏิกรณ์เป็นแบบ PWR ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมออกไซด์เสริมสมรรถนะ 4.3% เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 3.5 ปี อาคารคลุมเครื่องปฏิกรณ์ (containment) มีน้ำบรรจุอยู่ภายในเพื่อเพิ่มความปลอดภัย คาดว่าจะมีการปรับปรุงใหม่ภายในทศวรรษนี้

Technicatome (Areva) ของฝรั่งเศส ได้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR รุ่น NP-300 จากเครื่องปฏิกรณ์ของเรือดำน้ำ โดยมีเป้าหมายที่จะผลิตเพื่อส่งออกสำหรับการนำไปใช้ในการผลิตไฟฟ้า ผลิตความร้อน และใช้กลั่นน้ำทะเล ระบบความปลอดภัยเป็นแบบ passive สามารถสร้างให้มีกำลังได้ 100 ถึง 300 MWe หรือมากกว่านี้ และใช้กลั่นน้ำได้ 500,000 ลูกบาศก์เมตรต่อวัน โดยส่วนที่เป็นอุปกรณ์ด้านนิวเคลียร์จะอยู่ใต้พื้นดิน

เครื่องปฏิกรณ์ NHR-200 ของจีน เป็นเครื่องปฏิกรณ์ integral PWR ที่แข็งแรง ทนทานและไม่ซับซ้อน มีกำลัง 200 MWt ออกแบบมาสำหรับผลิตความร้อนให้กับตัวเมืองและกลั่นน้ำทะเล ตัวเครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่อุณหภูมิต่ำกว่าของประเทศอื่น เชื้อเพลิงใช้แล้วจะถูกเก็บอยู่รอบแกนเครื่องปฏิกรณ์ภายในถังเครื่องปฏิกรณ์

เครื่องปฏิกรณ์ IRIS (International Reactor Innovative & Secure) พัฒนาโดยบริษัท Westinghouse เป็นเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 3 แบบก้าวหน้า (advanced 3rd generation reactor) เครื่องปฏิกรณ์ IRIS รุ่นเล็ก เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำความดันสูง (pressurised water reactor) แบบโมดูลลาร์ (modular) มีกำลัง 100 MWe หรือมากกว่า เชื้อเพลิงคล้ายกับเครื่องปฏิกรณ์แบบ LWR โดยใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 5% เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 5 ปี หรือนานกว่านี้ถ้าเสริมสมรรถนะเข้มข้นมากขึ้น คาดว่าเครื่องปฏิกรณ์ IRIS จะสร้างได้ในปี 2015 ถ้าการพัฒนายังคงดำเนินต่อไป

ตอนกลางปี 2009 บริษัท Babcock & Wilcox ได้ประกาศเปิดตัวเครื่องปฏิกรณ์แบบ integral PWR รุ่น B&W mPower ขนาด 125 MWe ออกแบบมาให้สร้างที่โรงงานและขนส่งไปยังที่ตั้ง ถังเครื่องปกิกรณ์ (reactor pressure vessel) ประกอบด้วยแกนเครื่องปฏิกรณ์และระบบผลิตไอน้ำ มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 5 เมตร โดยติดตั้งใต้พื้นดิน ระบายความร้อนด้วยอากาศเย็น (air-cooled condenser) มีระบบความปลอดภัยแบบ passive มีแกนเครื่องปฏิกรณ์และเชื้อเพลิงแบบมาตรฐาน ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 5% เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 5 ปี (B&W มีประสบการณ์ในการผลิตระบบขับเคลื่อนเรือรบพลังงานนิวเคลียร์ให้กับกองทัพเรือสหรัฐมากว่า 50 ปี โดยเฉพาะด้านเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กที่มีอายุการใช้งานยาวนาน) เครื่องปฏิกรณ์เป็นแบบโมดูลลาร์ ที่สามารถติดตั้งเครื่องปฏิกรณ์เชื่อมต่อกับชุดเดิมที่มีขนาดเท่าใดก็ได้ แต่ส่วนใหญ่จะมีกำลัง 500-750 MWe และใช้เครื่องกำเนิดไฟฟ้า 250 MWe ใช้เวลาก่อสร้าง 3 ปี B&W เชื่อว่า เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้จะเป็นเทคโนโลยีนิวเคลียร์ที่ดีที่สุด ของเครื่องปฏิกรณ์น้ำมวลเบาแบบก้าวหน้ารุ่นที่ 3 (advanced light water reactor Generation III ++) ที่จะสามารถได้รับใบอนุญาต ผลิตและเดินเครื่อง ด้วยกฎข้อบังคับ ความสามารถของอุตสาหกรรมการผลิต และโครงสร้างพื้นฐานในปัจจุบัน B&W คาดว่าความสามารถในการผลิตของสหรัฐอเมริกา สามารถผลิตเครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้ ซึ่งจะทำให้การออกแบบของ B&W Modular Nuclear Energy LLC ออกไปสู่ตลาดได้ บริษัท B&W ตั้งเป้าที่จะให้ได้ใบอนุญาตการออกแบบในปี 2011 ได้รับ COL ในปี 2012 เริ่มก่อสร้างในปี 2015 และเดินเครื่องหน่วยแรกได้ในปี 2018

เครื่องปฏิกรณ์ที่เล็กลงมา คือ NuScale multi-application small PWR มีกำลัง 150 MWt หรือ 45 MWe เป็นเครื่องปฏิกรณ์ integral PWR คล้ายกับ IRIS แต่ระบบหมุนเวียนทำงานด้วยแรงธรรมชาติ ตัวเครื่องสร้างจากโรงงาน โดยถังเครื่องปฏิกรณ์มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 3 เมตร ระบบหล่อเย็นทำงานด้วยการพาความร้อน ระบบทั้งหมดติดตั้งไว้ใต้พื้นดิน โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดมาตรฐาน อาจจะประกอบด้วยโมดูลของเครื่องปฏิกรณ์ 12 ชุด ซึ่งจะผลิตไฟฟ้าได้ 540 MWe คาดว่าจะได้รับใบอนุญาตการออกแบบในปี 2011 โดยบริษัทที่ออกแบบแยกตัวออกมาจากมหาวิทยาลัยโอเรกอนของสหรัฐ ในปี 2007

เครื่องปฏิกรณ์ TRIGA Power System เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบ PWR ที่ใช้หลักการออกแบบของบริษัท General Atomic ซึ่งเป็นการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยที่ผ่านการพิสูจน์มาเป็นอย่างดีแล้ว เครื่องปฏิกรณ์มีกำลัง 64 MWt หรือ 16.4 MWe เป็นแบบสระน้ำ (pool-type) ทำงานที่อุณหภูมิต่ำ ระบบหล่อเย็นที่สองใช้สารหล่อเย็นเป็น organic perfluorocarbon เชื้อเพลิงเป็นยูเรเนียม-เซอร์โคเนียมไฮไดรด์ (uranium-zirconium hydride) เสริมสมรรถนะ 20% เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 18 เดือน เชื้อเพลิงใช้แล้วจะถูกเก็บไว้ภายในถังเครื่องปฏิกรณ์

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กและขนาดกลางที่พัฒนาเป็นแบบก้าวหน้า
( Small-medium reactors with development well advanced)

เครื่องปฏิกรณ์ระบายความร้อนด้วยก๊าซอุณหภูมิสูง (High-Temperature Gas-cooled Reactors) HTR

เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้สร้างขึ้นมาจากประสบการณ์ในการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ในช่วงทศวรรษ 1960 และ 1970 เครื่องปฏิกรณ์แบบระบายความร้อนด้วยก๊าซอุณหภูมิสูง (high-temperature gas-cooled reactors) หรือ HTR ได้รับการพัฒนาจนสามารถทำงานได้ที่อุณหภูมิสูงถึง 950?C ใช้ก๊าซฮีเลียมเป็นตัวพาความร้อนและใช้ในการหมุนกังหันของเครื่องกำเนิดไฟฟ้าโดยตรง โดยมีประสิทธิภาพ (thermal efficiency) 50% ซึ่งจะลดลง 1.5% เมื่ออุณหภูมิสูงขึ้นทุก 50?C เทคโนโลยีนี้ได้รับการพัฒนามากขึ้นในช่วงทศวรรษที่ผ่านมา ทำให้ HTR สามารถใช้งานได้ดีกว่าในอดีต ถึงแม้ว่าการใช้ระบบหมุนเวียนระบบเดียว จะทำให้เชื้อเพลิงและชิ้นส่วนของเครื่องปฏิกรณ์จะต้องมีมาตรฐานคุณภาพและความเชื่อถือได้สูงขึ้นอีก

ระหว่างปี 1966 กับ 1988 AVR ได้ทดลองเครื่องปฏิกรณ์ pebble bed reactor ที่เมือง Juelich ประเทศเยอรมันนี เป็นเวลานาน 750 สัปดาห์ ที่กำลัง 15 MWe โดยใช้ทอเรียมผสมกับยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (high-enriched uranium) หรือ HEU เป็นเชื้อเพลิง ซึ่งเชื้อเพลิงที่ใช้เป็นลูกทรงกลมขนาดลูกบิลเลียด จำนวนประมาณ 100,000 ลูก มีการเผาไหม้เชื้อเพลิง 150 GWd/t ระบบความปลอดภัยออกแบบให้ทำงานแบบ inherent safety เมื่อสัมประสิทธิ์ของอุณหภูมิ (temperature coefficient) มีค่าเป็นลบ ฮีเลียมที่เป็นสารหล่อเย็นจะถูกปิดการไหล และทำให้กำลังของเครื่องปฏิกรณ์ตกลงทันที

เครื่องปฏิกรณ์ THTR ขนาด 300 MWe ในประเทศเยอรมันนี ได้รับการพัฒนามาจากเครื่องปฏิกรณ์ AVR โดยใช้งานอยู่ในช่วงปี 1983 ถึง 1989 ใช้เชื้อเพลิงจำนวนประมาณ 674,000 ลูก ซึ่งมากกว่าครึ่ง ที่เป็นเชื้อเพลิง Th/HEU ส่วนที่เหลือเป็นกราไฟท์ที่ใช้หน่วงนิวตรอนเร็ว (graphite moderator) และบางส่วนเป็นสารดูดกลืนนิวตรอน (neutron absorbers) เชื้อเพลิงสามารถหมุนเวียนได้อย่างต่อเนื่องและจะมีการหมุนเวียนผ่านแกนเครื่องปฏิกรณ์โดยเฉลี่ยประมาณ 6 รอบ โดยขึ้นรูปเชื้อเพลิงในระดับอุตสาหกรรม การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ AVR มีหลายอย่างที่มีปัญหา แม้ว่าจะได้รับการปรับปรุงอีกครั้งแล้วก็ตาม

เครื่องปฏิกรณ์ HTR-module ขนาด 80 MWe ออกแบบโดยบริษัท Siemens เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบ modular โดยสร้างเป็นคู่ ได้รับใบอนุญาตในปี 1989 แต่ยังไม่มีการสร้างจริง การออกแบบนี้เป็นส่วนหนึ่งของเทคโนโลยีที่บริษัท Eskom ซื้อมาในปี 1996 ซึ่งได้ทำมาก่อนเครื่องปฏิกรณ์ PBMR

ระหว่างทศวรรษ 1970 กับ 1980 บริษัท Nukem ได้ผลิตเชื้อเพลิงให้กับ AVR มากกว่า 250,000 ลูก และผลิตให้กับ THTR มากกว่าหนึ่งล้านลูก ในปี 2007 บริษัท Nukem รายงานว่าได้นำความเชี่ยวชาญด้านนี้กลับมาเพื่อสนับสนุนอุตสาหกรรมนี้อีกครั้ง

เชื้อเพลิงเหล่านี้ อยู่ในรูปของอนุภาค TRISO มีขนาดเส้นผ่าศูนย์กลางเล็กกว่าหนึ่งมิลลิเมตร แต่ละลูกมีแกนขนาด 0.5 มิลลิเมตร ทำด้วยยูเรเนียมออกซีคาร์ไบด์ (uranium oxycarbide) ซึ่งเป็นยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 20% หรือต่ำกว่านี้ แล้วหุ้มด้วยชั้นของคาร์บอนกับซิลิกอนคาร์ไบด์ เพื่อให้ทำหน้าที่เป็นปกคลุมผลผลิตฟิชชัน (fission products) ที่มีอุณหภูมิมากกว่า 1600?C เมื่อเกิดสภาวะสัมประสิทธิ์อุณหภูมิเป็นลบ (negative temperature coefficient) คือการที่ปฏิกิริยาฟิชชันเกิดขึ้นน้อยลงขณะที่อุณหภูมิสูงขึ้น จะทำให้ความร้อนถูกระบายออกไปเอง ทำให้เครื่องปฏิกรณ์มีระบบความปลอดภัยในตัวเอง (inherently safe) โดยไม่จำเป็นต้องอาศัยอาคารคลุมเครื่องปฏิกรณ์ (containment building) สำหรับระบบความปลอดภัย

เครื่องปฏิกรณ์มีขนาดเล็กพอที่จะสร้างและขึ้นรูปในโรงงาน และส่วนใหญ่จะติดตั้งไว้ที่ระดับใต้พื้นดิน

เม็ดเชื้อเพลิงจะบรรจุอยู่ในแกนเครื่องปฏิกรณ์ และอยู่ภายในกราไฟท์ที่ใช้เป็น moderator โดยมี 2 รูปแบบ คือ การจัดเรียงกราไฟท์เป็นกลุ่ม (block) รูปปริซึมหกเหลี่ยม หรือทำกราไฟท์ให้เป็นรูปทรงกลมขนาดลูกบิลเลียดหุ้มด้วยซิลิกอนคาร์ไบด์ ซึ่งจะใช้เชื้อเพลิงประมาณ 15,000 ลูก กับยูเรเนียม 9 กรัม เชื้อเพลิงใช้แล้วจะมีปริมาณมากกว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำเดือดเมื่อเปรียบเทียบที่กำลังเท่ากัน

เครื่องปฏิกรณ์รุ่น High-Temperature Test Reactor (HTTR) ของสถาบันวิจัยพลังงานปรมาณูญี่ปุ่น (Japan Atomic Energy Research Institute) หรือ JAERI ประเทศญี่ปุ่น ขนาดกำลัง 30 MW เชื้อเพลิงจัดเรียงเป็นรูปปริซึม เริ่มเดินเครื่องตอนปลายปี 1998 และประสบผลสำเร็จที่อุณหภูมิ 850?C ในปี 2004 ทำได้ที่อุณหภูมิ 950?C โครงการนี้มีวัตถุประสงค์ที่จะพัฒนาการผลิตไฮโดรเจนจากน้ำ

ต่อจากโครงการ HTTR สถาบัน JAERI ได้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ Gas Turbine High Temperature Reactor (GTHTR) ขนาดกำลัง 600 MW ต่อชุด ได้มีการพิสูจน์แล้วว่าเชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 14% มีประสิทธิภาพการเผาไหม้ได้สูง (112 GWd/t) ก๊าซฮีเลียมที่อุณหภูมิ 850?C สามารถหมุนกังหันเครื่องกำเนิดไฟฟ้าด้วยประสิทธิภาพ 47% ผลิตไฟฟ้าได้ 300 MWe แกนเครื่องปฏิกรณ์ประกอบด้วยแท่งเชื้อเพลิง 90 คอลัมน์ ที่จัดเรียงเป็นรูปหกเหลี่ยม สูง 8 เมตรอยู่ภายในชุดสะท้อนนิวตรอน (reflector) แต่ละคอลัมน์ประกอบด้วยแท่งเชื้อเพลิง (element) กว้าง 0.4 เมตร ยาว 1 เมตร จำนวน 8 แท่ง ภายในประกอบด้วยหลอด (pin) บรรจุเชื้อเพลิง 57 หลอด แต่ละหลอดมีเม็ดเชื้อเพลิงที่มีแกนในเส้นผ่าศูนย์กลาง 0.55 มิลลิเมตร และเปลือกหุ้มหนา 0.14 มิลลิเมตร เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 2 ปี โดยมีการสลับตำแหน่ง ทำให้เชื้อเพลิงแต่ละชุดใช้งานได้นาน 4 ปี

ถ้าให้โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ประกอบด้วยเครื่องปฏิกรณ์ 4 ชุด ต้นทุนของโครงการจะอยู่ที่ 1300- 1700/kWe เหรียญ ต้นทุนพลังงานจะอยู่ที่ประมาณ 3.4 c/kWh

เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ HTR-10 ของจีนเป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบ high-temperature pebble-bed gas-cooled experimental reactor ขนาดเล็ก ตั้งอยู่ที่สถาบันเทคโนโลยีพลังงานใหม่และพลังงานนิวเคลียร์ (Institute of Nuclear & New Energy Technology) หรือ INET มหาวิทยาลัย Tsinghua ซึ่งอยู่ทางตอนเหนือของกรุงปักกิ่ง เริ่มเดินเครื่องในปี 2000 และเดินเครื่องได้เต็มกำลังในปี 2003 ใช้เชื้อเพลิงออกไซด์แบบ pebble bed (ใช้ในการทดลองไป 27,000 ลูก) มีการเผาไหม้ 80 GWday/t U เชื้อเพลิง pebble แต่ละลูกมีน้ำหนัก 5 กรัม เป็นยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 17% ประมาณ 8300 ลูก เครื่องปฏิกรณ์ทำงานที่อุณหภูมิ 700?C (สามารถเพิ่มได้ถึง 900?C) โดยมีวัตถุประสงค์สำหรับการวิจัย แต่ต่อไปอาจจะประกอบกับกังหันของเครื่องกำเนิดไฟฟ้า ซึ่งต้องใช้ชนิดกังหันก๊าซ

เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ใหญ่ขึ้นคือ HTR-PM มีกำลัง 200 MWe (450 MWt) ซึ่งผ่านการตรวจสอบเมื่อเดือนพฤศจิกายน 2005 และจะก่อสร้างในปี 2009 โดยเป็นเครื่องปฏิกรณ์ชุด 2 เครื่อง แต่ละเครื่องมีกำลัง 250 MWt ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 9% มีการเผาไหม้ 80 GWd/t มีอุณหภูมิ 750?C เครื่องปฏิกรณ์ทั้งคู่ใช้ระบบกังหันก๊าซชุดเดียวกัน โดยมีประสิทธิภาพ 40% เครื่องปฏิกรณ์แต่ละชุดมีขนาดเล็กลงจากเดิม 458 MWt เหลือ 250 MWt แต่ยังคงมีการจัดแกนเครื่องปฏิกรณ์แบบเดียวกับ HTR-10 ซึ่งเป็นรุ่นต้นแบบ เพื่อหลีกเลี่ยงการเคลื่อนที่ของแกนเครื่องปฏิกรณ์ที่เป็นวงกลมแบบเครื่องปฏิกรณ์ PBMR ของอัฟริกาใต้ เครื่องปฏิกรณ์ Shidaowan ขนาด 210 MWe ที่ Rongcheng จังหวัด Shandong เป็นเครื่องสาธิตสำหรับการสร้างโรงไฟฟ้าเต็มรูปแบบ ที่มีเครื่องปฏิกรณ์จำนวน 18 ชุด (3x6x210MWe) ที่ Weihei มีอายุการใช้งาน 60 ปี โดยมี load factor 85%

China Huaneng Group ของจีน ซึ่งเป็นผู้ผลิตไฟฟ้ารายใหญ่รายหนึ่ง เป็นผู้นำในการสาธิตนี้ โดยให้การสนับสนุนการวิจัยและพัฒนา 47.5% China Nuclear Engineering & Construction (CNEC) 32.5% และ INET ของมหาวิทยาลัย Tsinghua 20% โครงการนี้ใช้งบประมาณ 385 ล้านเหรียญ (ต่อมางบประมาณได้ลดลงเหลือ US$1500/kW โดยมีต้นทุนการผลิตไฟฟ้าประมาณ 5c/kWh) ตามกำหนดจะเริ่มในปี 2013 ในอนาคต เครื่องปฏิกรณ์แบบ HTR-PM อาจจะเข้าแทนที่เทคโนโลยีเครื่องปฏิกรณ์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ใช้ในปัจจุบัน และอาจจะนำไปใช้ในการผลิตไฮโดรเจนต่อไป INET รับผิดชอบในการวิจัยและพัฒนา และเพิ่มขนาดของเครื่องปฏิกรณ์จากเดิมที่มีกำลัง 250 MWt รวมทั้งการใช้ทอเรียมเป็นเชื้อเพลิง ต่อไป เครื่องปฏิกรณ์ HTR ที่ใช้ระบบหมุนเวียนแบบ Brayton cycle ในการหมุนกังหันเครื่องกำเนิดไฟฟ้า อาจจะมีการสร้างในโรงงาน และมีการติดตั้งใช้งานกันแพร่หลายออกไปจากประเทศจีน

ในปี 2004 ได้มีการทดสอบระบบความปลอดภัย ของเครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็กรุ่น HTR-10 โดยการปิดการไหลของก๊าซฮีเลียมโดยไม่ดับเครื่องปฏิกรณ์ อุณหภูมิได้สูงขึ้นอย่างต่อเนื่อง แต่ตามหลักฟิสิกส์ของเชื้อเพลิง ปฏิกิริยาจะต้องลดลงและหยุดภายใน 3 ชั่วโมง ในสภาวะดังกล่าวนี้ได้เกิดการถ่วงดุล ระหว่างความร้อนจากการสลายตัวของแกนเครื่องปฏิกรณ์ กับความร้อนที่กระจายตัวออกไปยังเหล็กกล้า ที่เป็นผนังของเครื่องปฏิกรณ์ โดยอุณหภูมิไม่ได้สูงกว่าระดับปลอดภัยที่ 1600?C การที่เครื่องปฏิกรณ์มีพื้นที่ผิวต่อปริมาตรสูง และมี power density ของแกนเครื่องปฏิกรณ์ต่ำ จึงเป็นลักษณะสำคัญที่จะมีไว้เมื่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์เต็มรูปแบบ

เครื่องปฏิกรณ์ Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) ของแอฟริกาใต้ พัฒนาโดยกลุ่มทุนที่มีบริษัท Eskom เป็นผู้นำ และใช้ผู้เชี่ยวชาญจากเยอรมัน โดยมีวัตถุประสงค์ที่จะปรับปรุงส่วนของความปลอดภัย การลดต้นทุน และป้องกันการแพร่ขยายอาวุธนิวเคลียร์ เครื่องปฏิกรณ์มีกำลัง 165 MWe โดย PBMR เป็นระบบที่ใ้ช้ก๊าซจากเครื่องปฏิกรณ์ไปหมุนกังหันผลิตไฟฟ้าโดยตรง ทำให้มี thermal efficiency ประมาณ 41% ก๊าซฮีเลียมที่เป็นสารหล่อเย็น เคลื่อนที่ผ่านแกนเครื่องปฏิกรณ์ โดยมีอุณหภูมิประมาณ 900?C เชื้อเพลิงแบบเป็นลูก (pebble) เส้นผ่าศูนย์กลาง 60 มิลลิเมตร มีมวล 210 กรัม จำนวน 450,000 ลูก ประกอบด้วยยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ (U-235) 10% จำนวน 9 กรัม ซึ่งจะเคลื่อนที่หมุนเวียนอย่างต่อเนื่อง (ประมาณ 6 รอบในเวลา 6 เดือน) จนกว่าจะถึงเวลาเปลี่ยน ซึ่งจะเหลือยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 4-5% มีการเผาไหม้ไปประมาณ 80 GWday/t U (เป้าหมายคือต้องการให้เผาไหม้ได้ 200 GWd/t) แกนเครื่องปฏิกรณ์มีแท่งกราไฟท์จัดเรียงไว้ โดยมีกราไฟท์ที่ central column ทำหน้าที่สะท้อนนิวตรอน (reflector) และมีแท่งควบคุม (control rods) อยู่ด้านข้างของ reflector ขณะที่ cold shutdown units อยู่ตรงส่วนกลางของคอลัมน์

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์สาธิต (DPP) แบบ PBMR คาดว่่าจะเริ่มก่อสร้างที่ Koeberg ได้ในปี 2009 และจะเดินเครื่องถึงค่าวิกฤตได้ในปี 2013 แต่อาจจะมีความล่าช้าเนื่องจากปัญหาเรื่องเงินทุน โครงการ DPP ในปัจจุบันใช้ระบบหมุนเวียนไอน้ำ ซึ่งคาดว่าต้นทุนการก่อสร้างจะแข่งขันได้ เมื่อใช้เครื่องปฏิกรณ์เป็นโมดูลจำนวน 4-8 เครื่อง โรงไฟฟ้าในเชิงพาณิชย์โรงแรกจะมีขึ้นภายหลังโครงการ DPP โดย Eskom คาดว่าจะมีคำสั่งซื้อ 24 เครื่อง ซึ่งจะมีการปรับระบบการบำรังรักษาและการผลิตเชื้อเพลิงให้เป็นเชิงพาณิชย์ โดยมีการทำสัญญาสร้างโรงงานผลิตเชื้อเพลิงแบบ pebble ที่ Pelindaba

ในเชื้อเพลิงแบบ pebble 210 กรัม มียูเรเนียมอยู่ 9 กรัม การบรรจุเชื้อเพลิงแต่ละครั้งจึงใช้ยูเรเนียม 4.1 ตัน ทำให้มีความเป็นไปได้ที่จะมีการใช้เชื้อเพลิงออกไซด์ (MOX) หรือทอเรียมต่อไป ส่วนเชื้อเพลิงที่ใช้แล้ว จะนำ pebble มาทำให้แตกออก นำเม็ดขนาดเล็กข้างในออกมาประมาณ 4% รวมทั้ง C-14 และนำกราไฟท์กลับมาใช้ใหม่

ในปี 2006 คณะกรรมการ PBMR สหรัฐอเมริกา ได้กำหนดแนวทางในการสร้าง PBMR ที่อุณหภูมิสูงขึ้น เพื่ื่อใช้ความร้อนในกระบวนการผลิต (Process Heat Plant, PHP) โดยให้เครื่องปฏิกรณ์มีอุณหภูมิ 950?C คาดว่าจะสร้างโรงไฟฟ้านิวเคลียร์นี้เครื่องแรกในปี 2016 และจะนำไปใช้ในการผลิตน้ำมันจากทรายน้ำมัน ใช้ในกระบวนการกลั่นของอุตสาหกรรมปิโตรเคมี ใช้ในการผลิตไฮโดรเจนจากก๊าซมีเทน และกระบวนการเทอร์โมเคมี (thermochemical hydrogen production) การออกแบบนี้จะเสนอไปยังกระทรวงพลังงานสหรัฐ เพื่อให้พิจารณาเป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์รุ่นหน้า (Next-Generation Nuclear Plant) และคาดว่าจะได้รับใบอนุญาตการออกแบบจากคณะกรรมการควบคุมนิวเคลียร์สหรัฐ (US Nuclear Regulatory Commission)

การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ Modular Helium Reactor (MHR , or GT-MHR) ที่มีขนาดใหญ่ขึ้นของสหรัฐ จะสร้างเป็นโมดูล (module) ขนาด 600 MWt สำหรับใช้ผลิตไฟฟ้า โดยใช้ก๊าซหมุนกังหันโดยตรง ด้วยประสิทธิภาพ (thermal efficiency) 47% มีกำลังผลิตไฟฟ้า 280 MWe นอกจากนั้น ยังสามารถใช้ในการผลิตไฮโดรเจน (ประมาณ 100,000 ตันต่อปี) และใช้ในกระบวนผลิตอุณหภูมิสูง (high temperature process) แกนเครื่องปฏิกรณ์เป็นวงกลม ประกอบด้วยคอลัมน์ของแท่งเชื้อเพลิงหกเหลี่ยม 102 แท่ง อยู่ภายในแท่งกราไฟท์ โดยมีช่องสำหรับให้แท่งควบคุมและให้ก๊าซฮีเลียมไหลผ่าน แท่งกราไฟท์ที่ใช้สะท้อนนิวตรอน (reflector) ติดตั้งอยู่ทั้งด้านนอกและด้านในแกนเครื่องปฏิกรณ์ เชื้อเพลิงมีการเผาไหม้ 220GWd/t โดยจะมีการเปลี่ยนครึ่งหนึ่งทุก 18 เดือน สารหล่อเย็นที่ออกจากแกนเครื่องปฏิกรณ์มีอุณหภูมิ 850?C และมีเป้าหมายที่จะให้เป็น 1000?C

เครื่องปฏิกรณ์ MHR พัฒนาโดยบริษัท General Atomics ของสหรัฐ ร่วมกับ OKBM ของรัสเซีย โดยได้รับการสนับสนุนจาก Fuji ประเทศญี่ปุ่น กับ Areva NP ในขั้นต้นนั้นจะใช้ในการนำพลูโตเนียมจากอาวุธนิวเคลียร์ที่เลิกใช้แล้ว ที่ Seversk (Tomsk) ในรัสเซีย การออกแบบเบื้องต้นสำเร็จเมื่อปี 2001 แต่โครงการสร้างเครื่องต้นแบบในรัสเซียนั้นดูเหมือนจะชะลอลงไป ส่วน Areva นั้นได้ดำเนินการแยกออกไปในโครงการที่ชื่อว่า Antares

กำหนดการในการพัฒนาโครงการนี้ จะมีการสร้างเครื่องต้นแบบในรัสเซีย ระหว่างปี 2006-09 และทำการควบคุมและตรวจสอบที่นั่น

เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้ในรุ่นที่เล็กลง คือ Remote-Site Modular Helium Reactor (RS-MHR) มีกำลัง 10-25 MWe ดำเนินโครงการโดยบริษัท General Atomics ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 20% มีช่วงเวลาในการเปลี่ยนเชื้อเพลิง 6-8 ปี

เครื่องปฏิกรณ์ที่ออกแบบรุ่นที่สามของ Areva คือ Very High Temperature Reactor (VHTR) ซึ่งใช้หลักการของ MHR และร่วมดำเนินโครงการกับ Fuji เช่นกัน เครื่องปฏิกรณ์มีกำลัง 600 MW (thermal) มีการจัดเรียงเชื้อเพลิงรูปปริซึมเช่นเดียวกับ MHR โดยมีเป้าหมายที่จะทำให้อุณหภูมิที่ออกจากแกนเครื่องปฏิกรณ์อยู่ที่ 1000?C ใช้ระบบหมุนเวียนแบบ indirect cycle โดยใช้ก๊าซผสมฮีเลียมกับไนโตรเจน (helium-nitrogen) ในระบบที่สอง ซึ่งจะทำให้ไม่มีการปนเปื้อนสารรังสีที่ออกมาจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ ในเครื่องกำเนิดไฟฟ้า หรือโรงงานผลิตไฮโดรเจน

เครื่องปฏิกรณ์ HTR สามารถใช้เชื้อเพลิงทอเรียมได้ เช่น ใช้ HEU หรือ LEU กับ Th หรือใช้ U-233 กับ Th หรือใช้ Pu กับ Th ซึ่งประสบการณ์ในการใช้เชื้อเพลิงทอเรียมส่วนใหญ่จะทดลองกับเครื่องปฏิกรณ์ HTR บริษัท General Atomics กล่าวว่า เครื่องปฏิกรณ์ MHR มีสเปกตรัมของนิวตรอนที่เสถียร ทำให้เชื้อเพลิงของ TRISO สามารถใช้ธาตุในกลุ่ม transuranic (neptunium, plutonium, americium และ curium) ที่ได้จากเชื้อเพลิงใช้แล้วของเครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้น้ำมวลเบา (light water reactor) ได้ ธาตุที่เป็น fertile ในกลุ่ม actinide นี้สามารถควบคุมการเกิดปฏิกิริยาและมีการเผาไหม้ของเชื้อเพลิงที่สูงมาก โดยมากกว่า 500 GWd/t จึงเรียกว่า Deep Burn และเป็นที่มาของการออกแบบ DB-MHR ซึ่งสามารถใช้เชื้อเพลิง Pu-239 ได้มากกว่า 95% และ กลุ่ม actinideได้มากกว่า 60%

การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ HTR ที่มีขนาดใหญ่ขึ้นอีก 3 แบบ และ AHTR จะเป็นส่วนหนึ่งของการชิงชัยเพื่อเป็นโรงไฟฟ้านิวเคลียร์รุ่นหน้าของสหรัฐ

เครื่องปฏิกรณ์ Hyperion Power Module (HPM) เป็นเครื่องปฏิกรณ์ควบคุมด้วยตัวเอง (self-regulating) ใช้ไฮโดรเจนเป็นสารหน่วงนิวตรอน (hydrogen-moderate) และใช้โปแตสเซียมเป็นสารหล่อเย็น (potassium-cool) มีกำลังผลิต 70 MWt /25 MWe ใช้ uranium hydride เป็นเชื้อเพลิง เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้ทำงานที่อุณหภูมิ 550?C โดยออกแบบมาให้ใช้งาน 5-10 ปี ก่อนจะส่งกลับโรงงานเพื่อเปลี่ยนเชื้อเพลิงใหม่ แกนเครื่องปฏิกรณ์มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 1.5 เมตร สูง 2 เมตร ถูกปิดผนึกเป็นชิ้นเดียว สามารถเคลื่อนย้ายได้ง่าย เครื่องปฏิกรณ์ Hyperion Power Generation ได้เคยให้คณะกรรมการควบคุมนิวเคลียร์ (Nuclear Regulatory Commission) พิจารณาในเบื้องต้นแล้ว ซึ่งคาดว่าจะได้รับใบอนุญาตในปี 2012 บริษัทผู้ออกแบบมีแผนที่จะเริ่มตั้งโรงงานในรัฐ New Mexico บริษัทรายงานว่า เมื่อเดือนสิงหาคม 2008 ประเทศในยุโรปตะวันออกได้ให้ความสนใจ เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้มีราคา 28 ล้านเหรียญต่อหน่วย

เชื้อเพลิงยูเรเนียมไฮไดรด์(UH3) ในเครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้เป็นผงผสมกับไฮโดรเจนที่ใช้เป็นสารหน่วงนิวตรอน แต่เมื่ออุณหภมิสูงกว่า 550?C สารประกอบ UH3 จะแยกตัวออกทำให้การหน่วงนิวตรอนลดลงซึ่งมีผลทำให้ปฏิกิริยาในแกนเครื่องปฏิกรณ์ต่ำลง แต่เมื่อเย็นลง ไฮโดรเจนจะถูกดูดกลับเข้าไปอีกครั้ง ทำให้ปฏิกิริยาในแกนเครื่องปฏิกรณ์สูงขึ้น ถ้าอุณหภูมิไม่เปลี่ยนแปลง พลังงานที่ให้ออกมาจะขึ้นกับการเปลี่ยนแปลงของ phase ของไฮโดรเจน ด้านนอกแกนเครื่องปฏิกรณ์จะเป็นที่เก็บไฮโดรเจนที่มีการควบคุมอุณหภูมิ และมีการวัดความดันของระบบทั้งหมด รวมทั้งอุณหภูมิที่ถูกต้องของแกนเครื่องปฏิกรณ์ ซึ่งจะสูงขึ้นเมื่อความดันมากขึ้น ระบบทั้งหมดจึงมีการควบคุมด้วยตัวเอง รวมทั้งระบบความปลอดภัยด้วย เชื้อเพลิงที่ใช้เป็นยูเรเนียมเสริมสมรรถนะประมาณ 5% ซึ่งจะเผาไหม้จนเหลือ 3% ในเวลา 5 ปี การทำให้ปฏิกิริยายังเกิดขึ้นถึงค่าวิกฤตได้ โดยการลดสัดส่วนของดิวทีเรียมในไฮโดรเจน

เครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็กที่ใช้หลักการเดียวกับ HTR ของสหรัฐ คือ รุ่น Adams ของบริษัท Atomic Engines ขนาด 10 MWe ที่ใช้ระบบหมุนเวียนแบบ Brayton โดยใช้ก๊าซไนโตรเจนความดันต่ำเป็นสารหล่อเย็น และใช้กราไฟท์ในการหน่วงนิวตรอนเร็ว แกนเครื่องปฏิกรณ์เป็นรูปวงกลม เชื้อเพลิงมีเส้นผ่าศูนย์กลาง 6 เซนติเมตร น้ำหนัก 9 กรัม จำนวน 80,000 ลูก ซึ่งคาดว่าจะมีการเผาไหม้เฉลี่ย 80 GWd/t หน่วยแรกที่สร้างขึ้นมาจะมีอุณหภูมิจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ 800?C มี thermal efficiency 25% กำลังของเครื่องปฏิกรณ์ควบคุมโดยการกำหนดอัตราการไหลของสารหล่อเย็น เครื่องต้นแบบจะสร้างเสร็จได้ในปี 2011 และเครื่องต่อมาในปี 2014 Adams Engine ออกแบบเครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้เพื่อใช้สำหรับแข่งขันกับโรงไฟฟ้าชนิดกังหันก๊าซ

เครื่องปฏิกรณ์แบบ HTR ขนาดเล็กของรัสเซีย พัฒนาโดย NIKIET มีลักษณะเป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดเล็กแบบโมดูลเคลื่อนที่ได้ (modular transportable small power nuclear reactor) หรือ MTSPNR สำหรับใช้ในการผลิตไฟฟ้าและความร้อนป้อนให้กับบริเวณที่ห่างไกล การทำงานของระบบหมุนเวียนเป็นแบบวงจรเดียว ระบายความร้อนด้วยก๊าซ เชื้อเพลิงใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 20% สามารถเดินเครื่องได้ 25 ปี โดยไม่ต้องเปลี่ยนเชื้อเพลิง โรงไฟฟ้าจะมีเครื่องปฏิกรณ์เป็นคู่ขนาด 2 MWe หรือ 8 GJ/hr คาดว่าจะมีราคาประมาณ 21 ล้านเหรียญ

เครื่องปฏิกรณ์แบบนิวตรอนเร็วระบายความร้อนด้วยโลหะเหลว (Liquid Metal cooled Fast Reactors)

เครื่องปฏิกรณ์แบบนิวตรอนเร็ว ไม่ต้องใช้สารหน่วงนิวตรอน (moderator) มีฟลักซ์ของนิวตรอนสูงกว่า และมักจะระบายความร้อนจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ด้วยโลหะเหลว เช่น โซเดียม ตะกั่ว หรือ ตะกั่ว-บิสมัท ซึ่งมีจุดเดือดสูงและนำความร้อนได้ดี การทำงานจะใ้ช้ความดันใกล้เคียงกับความดันบรรยากาศ ใช้ระบบความปลอดภัยแบบ passive ซึ่งส่วนใหญ่จะเป็นการหมุนเวียนโดยการพาความร้อน โดยตะกั่วจะไหลผ่านแกนเครื่องปฏิกรณ์ที่มีอุณหภูมิสูงกว่า แท่งควบคุมโดยทั่วไปทำด้วยโบรอนคาร์ไบด์

เครื่องปฏิกรณ์ Encapsulated Nuclear Heat Source (ENHS) เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบระบายความร้อนด้วยโลหะเหลว ขนาด 50 MWe พัฒนาโดยมหาวิทยาลัยแคลิฟอร์เนีย แกนเครื่องปฏิกรณ์อยู่ด้านล่างของสระที่บรรจุด้วยโลหะหลอมเหลวที่ใช้ระบายความร้อน โดยเชื่อมต่อกับเครื่องกำเนิดไอน้ำจำนวน 8 ชุด การหมุนเวียนของสารหล่อเย็นทั้งในวงจรแรกในแกนเครื่องปฏิกรณ์และวงจรที่สองที่อยู่นอกแกนใช้การพาความร้อน โดยวงจรที่สองระบายความร้อนด้วยอากาศ แท่งควบคุมต้องมีการปรับแต่งทุกปี ตัวเครื่องปฏิกรณ์ทั้งหมดตั้งอยู่ในบ่อลึก 17 เมตร เชื้อเพลิงที่ใช้เป็นอัลลอยด์ของยูเรเนียม-เซอร์โคเนียม (uranium-zirconium alloy) โดยเสริมสมรรถนะ 13% (หรือใช้ U-Pu-Zr ที่เสริมสมรรถนะ Pu 11%) มีอายุการใช้งาน 15-20 ปี หลังจากนั้น เครื่องปฏิกรณ์หน่วยนี้จะถูกย้ายออก เก็บไว้จนกระทั่งตะกั่ว (หรือ Pb-Bi) ที่เป็นสารหล่ออเย็นแข็งตัว จึงบรรจุลงในเครื่องป้องกันรังสีแล้วขนส่งกลับโรงงาน โดยเครื่องปฏิกรณ์อีกหน่วยหนึ่งที่มีเชื้อเพลิงใหม่พร้อมสารหล่อเย็นจะถูกขนส่งมาติดตั้งแทน เครื่องปฏิกรณ์แบบ ENHS ออกแบบมาสำหรับใช้ในประเทศกำลังพัฒนา เนื่องจากมีระบบป้องกันการแพร่ขยายอาุวุธนิวเคลียร์สูง แต่ยังคงห่างไกลจากการนำมาใช้ในเชิงพาณิชย์

โครงการที่สัมพันธ์กับ ENHS คือ Secure Transportable Autonomous Reactor - STAR พัฒนาโดยห้องปฏิบัติการ Argonne ภายใต้การนำของ Lawrence Livermore Laboratory (DOE) เป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบนิวตรอนเร็วระบายความร้อนด้วยตะกั่ว (lead-cooled fast neutron modular reactor) ขนาด 400 MWt ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมไนไตรด์ (U-transuranic nitride) ที่บรรจุในตลับ โดยเปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 15-20 ปี เครื่องปฏิกรณ์ STAR-LM สร้างขึ้นสำหรับผลิตไฟฟ้า ทำงานที่อุณหภูมิ 578?C มีกำลังผลิต 180 MWe

เครื่องปฏิกรณ์ STAR-H2 มีการปรับปรุงสำหรับใช้ในการผลิตไฮโดรเจน เครื่องปฏิกรณ์มีอุณหภูมิ 800?C ใช้ก๊าซฮีเลียมในการพาความร้อนไปยังระบบผลิตไฮโดรเจนโดยการแยกด้วยวิธี thermochemical hydrogen production และที่อุณหภูมิต่ำลงจะใช้สำหรับการกลั่นน้ำทะเล ส่วนการผลิตไฟฟ้าในเชิงพาณิชย์นั้น จะผลิตโดยใช้เซลล์เชื้อเพลิง (fuel cells) จากไฮโดรเจน ซึ่งการพัฒนายังคงดำเนินต่อไป

เครื่องปฏิกรณ์ STAR ที่เล็กลงคือรุ่น Small Sealed Transportable Autonomous Reactor - SSTAR พัฒนาโดยความร่วมมือของโตชิบากับบริษัทในประเทศญี่ปุ่น ใช้ตะกั่ว หรือตะกั่ว-บิสมัทเป็นสารหล่อเย็น ทำงานที่อุณหภูมิ 566?C เครื่องกำเนิดไอน้ำอยู่ภายในระบบที่ผนึกปิดเข้าด้วยกัน โดยติดตั้งอยู่ใต้ระดับพื้นดิน เครื่องปฏิกรณ์มีกำลัง 10-100 MWe โดยการพัฒนามุ่งไปที่ขนาด 45 MWt/ 20 MWe ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของความพยายามในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 4 (Generation IV) ของสหรัฐ เมื่อใช้งาน 20 ปี จะต้องส่งเครื่องปฏิกรณ์ทั้งชุดกลับไปยังโรงงานเพื่อเปลี่ยนเชื้อเพลิง แกนเครื่องปฏิกรณ์ (รุ่นขนาด 20 MWe) มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 1.2 เมตร สูง 1 เมตร เครื่องปฏิกรณ์ SSTAR จะติดตั้งร่วมกับ กังหันของเครื่องกำเนิดไฟฟ้าใน Brayton cycle โดยใช้ก๊าซคาร์บอนไดออกไซด์ (supercritical carbon dioxide) คาดว่าจะมีการสร้างเครื่องต้นแบบในปี 2015

ตามหลักการของเครื่องปฏิกรณ์ STAR ทุกรุ่น จะต้องมีศูนย์สนับสนุนเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ เพื่อผลิตและนำเชื้อเพลิงกลับมาใช้ใหม่ (reprocessing) รวมทั้งการเติมผลผลิตฟิชชัน (fission products) เพื่อป้องกันไม่ให้นำไปใช้ในทางที่ผิด และคาดว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบ STAR-H2 จะสามารถเผาไหม้เชื้อเพลิงยูเรเนียมและทรานส์ยูเรเนียม (transuranics) ได้หมด โดยจะเหลือกากนิวเคลียร์เป็นผลผลิตฟิชชันเท่านั้น

เครื่องปฏิกรณ์ LSPR ของญี่ปุ่น ใช้ตะกั่ว-บิสมัทเป็นสารหล่อเย็นให้กับเครื่องปฏิกรณ์ที่มีกำลัง 150 MWt /53 MWe ซึ่งบรรจุเชื้อเพลิงมาแล้วจากโรงงาน หลังจากใช้งานแล้ว 30 ปี จึงส่งกลับโรงงาน เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้ออกแบบมาสำหรับใช้ในประเทศกำลังพัฒนา

การพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็กที่ดำเนินการโดย Toshiba Corporation ร่วมกับ Japan's Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) โดยได้รับทุนสนับสนุนจาก Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) คือเครื่องปฏิกรณ์ Rapid-L ขนาด 5 MWt, 200 kWe ใช้ ลิเทียม-6 (lithium-6) ซึ่งดูดกลืนนิวตรอนสูง เป็นตัวควบคุม ใช้เชื้อเพลิง 2700 แท่ง เป็นยูเรเนียมไนไตรด์ (uranium nitride) เสริมสมรรถนะ 40-50% ใช้โซเดียมหลอมเหลวเป็นสารหล่อเย็น กำลังของเครื่องปฏิกรณ์แปรผันตามอัตราการไหลของโซเดียม การควบคุมการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์เป็นแบบ passive โดยใช้การขยายตัวของลิเทียม (lithium expansion modules, LEM) ถ้าแกนเครื่องปฏิกรณ์มีอุณหภูมิสูง ลิเทียมจะขยายตัวเข้าไปยังแกนเครื่องปฏิกรณ์ เข้าไปแทนที่ก๊าซเฉื่อย ทำให้เครื่องปฏิกรณ์ดับลง ตัวเครื่องปฏิกรณ์ทั้งชุดมีเส้นผ่าศูนย์กลาง 2 เมตร สูง 6.5 เมตร เปลี่ยนเชื้อเพลิงทุก 10 ปี โดยทำในบรรยากาศที่เป็นก๊าซเฉื่อย การเดินเครื่องสามารถทำโดยผู้ไม่มีประสบการณ์ก็ได้ เนื่องจากการออกแบบระบบความปลอดภัยที่ทำงานได้ด้วยตัวเอง (inherent safety)

ระบบ Super-Safe, Small & Simple - 4S 'nuclear battery' พัฒนาโดยบริษัท Toshiba กับ CRIEPI ของญี่ปุ่น ร่วมกับ STAR และ Westinghouse ของสหรัฐอเมริกา เป็นเครื่องปฏิกรณ์ชนิดที่ใช้โซเดียมเป็นสารหล่อเย็น กับปั๊มแม่เหล็กไฟฟ้า มีระบบความปลอดภัยแบบ passive ระบบทั้งหมดผลิตจากโรงงาน แล้วขนส่งไปยังที่ตั้ง ติดตั้งที่ระดับใต้พื้นดิน นำไปผลิตไอน้ำด้วยระบบหมุนเวียนของโซเดียม สามารถใช้งานต่อเนื่องได้ 30 ปีก่อนจะเปลี่ยนเชื้อเพลิง เชื้อเพลิงมีเส้นผ่าศูนย์กลาง 10 มิลลิเมตร จำนวน 169 แท่ง ทำด้วยยูเรเนียม-เซอร์โคเนียม โดยใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำกว่า 20% หรือ U-Pu-Zr alloy โดยใช้พลูโตเนียมเสริมสมรรถนะ 24% มีกำลัง 10 MWe หรือใช้พลูโตเนียมเสริมสมรรถนะ 11.5% ซึ่งจะมีกำลัง 50 MWe และทำให้มีกำลังในการเดินเครื่องคงที่ตลอดอายุการใช้งานโดยการปรับตำแหน่งตัวสะท้อนนิวตรอน (reflector) ที่เป็นวงอยู่รอบแกนเครื่องปฏิกรณ์ให้สูงขึ้น 1 มิลลิเมตรต่อสัปดาห์ ในรุ่นที่มีกำลัง 10 MWe แกนเครื่องปฏิกรณ์มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 0.68 เมตร สูง 2 เมตร และรุ่นที่มีกำลัง 50 MWe มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 1.2 เมตร สูง 2.2 เมตร มีการเผาไหม้ 34,000 MWday/t หลังจากเดินเครื่อง 14 ปี จะถอดตัวดูดกลืนนิวตรอนที่ตรงกลางแกนเครื่องปฏิกรณ์ออก แล้วเริ่มปรับตำแหน่งตัวสะท้อนนิวตรอนจากด้านล่างขึ้นด้านบนอีก 16 ปี ซึ่งจะให้การเผาไหม้เชื้อเพลิง 34,000 MWday/t ถ้ามีปัญหาขณะเดินเครื่อง ตัวสะท้อนนิวตรอนจะตกลงด้านล่างของถังเครื่องปฏิกรณ์ ทำให้ปฏิกิริยาค่อยๆ ต่ำลง อากาศที่หมุนเวียนจะทำให้ความร้อนค่อยๆ ลดลง อุปกรณ์ความปลอดภัยอีกระบบหนึ่ง คือ แท่งดูดกลืนนิวตรอนที่จะตกลงไปในแกนเครื่องปฏิกรณ์ ทำให้เครื่องปฏิกรณ์ดับลง เมื่อใช้งานครบ 30 ปี เชื้อเพลิงจะถูกเก็บไว้ 1 ปี ให้ความร้อนและรังสีลดลง ก่อนจะถอดออกและขนส่งไปเก็บในสถานที่เก็บ

เครื่องปฏิกรณ์ 4S ทั้งรุ่นที่มีกำลัง 10 MWe และ 50 MWe ออกแบบมาให้มีระบบรักษาอุณหภูมิให้คงที่โดยอัตโนมัติ ที่ 550?C ซึ่งเหมาะสำหรับใช้ผลิตไฟฟ้าและใช้อุณหภูมิที่สูงในการผลิตไฮโดรเจน โครงการนี้มีต้นทุน 2500/kW เหรียญ และมีต้นทุนค่าไฟฟ้า 5-7 cents/kWh ซึ่งสามารถแข่งขันได้กับหลายแห่งที่ผลิตไฟฟ้าด้วยน้ำมันดีเซล การออกแบบนี้ตั้งเป้าที่จะนำไปใช้ที่รัฐอลาสก้า โดยในปลายปี 2004 เมือง Galena ได้เห็นชอบในเบื้องต้นให้บริษัท Toshiba สร้างเครื่องปฏิกรณ์ 4S ในที่ห่างไกลนั้น โดยคณะกรรมการควบคุมนิวเคลียร์ (NRC) อยู่ระหว่างการตรวจสอบคำขออนุญาตออกแบบ ที่คาดว่าจะพิจารณาได้ในเดือนตุลาคม 2010 (มีความล่าช้าออกไปจากปี 2009 เนื่องจากปริมาณงานของ NRC) และจะพิจารณาใบอนุญาตก่อสร้างและเดินเครื่อง (construction and operating licence, COL) เป็นลำดับต่อไป การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้ คล้ายกับเครื่องปฏิกรณ์ modular รุ่น PRISM ของบริษัท GE ขนาด 150 MWe ซึ่งเป็นเครื่องปฏิกรณ์ที่ระบายความร้อนด้วยโลหะเหลว มีระบบความปลอดภัยที่ทำงานได้เอง และอยู่ระหว่างกระบวนการตรวจสอบของ US NRC ซึ่งมีแนวโน้มที่ดีในการได้รับใบอนุญาต โตชิบามีแผนที่จะทำตลาดโครงการนี้ไปทั่วโลก โดยจะจำหน่ายเพื่อการผลิตไฟฟ้าการใช้ในเหมืองที่ห่างไกล ใช้กลั่นน้ำทะเล และใช้ผลิตไฮโดรเจน โดยคาดว่าในที่สุดจะเป็นการจำหน่ายเพื่อใช้ผลิตไฮโดรเจนสำหรับนำไปผลิตไฟฟ้า

เครื่องปฏิกรณ์แบบ L-4S ระบายความร้อนด้วย ตะั่กั่ว-บิสมัท

เครื่องปฏิกรณ์ใช้นิวตรอนเร็วต้นแบบ คือ รุ่น EBR-II มีกำลัง 62 MWt ที่ห้องปฏิบัติการ Argonne ใช้เชื้อเพลิงจากเชื้อเพลิงใช้แล้ว (pyrometallurgically-refined spent fuel) ของเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำมวลเบา (light water reactors) ซึ่งมีธาตุในกลุ่ม actinide อยู่ วัตถุประสงค์ของโครงการนี้ คือ การใช้เชื้อเพลิงให้เต็มศักยภาพ แทนที่จะใช้ยูเรเนียมเพียง 1% ของที่มีอยู่เท่านั้น เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้ได้หยุดเดินเครื่องแล้วและอยู่ระหว่างการรื้อถอน มีการเสนอโครงการ EBR-III ที่มีกำลัง 200-300 MWe ขึ้นมาเช่นกัน แต่ยังไม่มีการพัฒนาต่อ

รัสเซียเคยทดลองเครื่องปฏิกรณ์ที่ระบายความร้อนด้วยตะกั่ว (lead-cooled reactor) หลายแบบ และมีการใช้เครื่องปฏิกรณ์ที่ระบายความร้อนด้วยตะกั่ว-บิสมัท มาเป็นเวลาประมาณ 40 ปี ในเรือดำน้ำพลังงานนิวเคลียร์ ไอโซโทปตะกั่ว-208 (Pb-208) ซึ่งมีอยู่ในธรรมชาติ 54% ของธาตุตะกั่ว ไม่ค่อยเกิดปฏิกิริยากับนิวตรอน NIKIET ของรัสเซีย จึงได้ออกแบบเครื่องปฏิกรณ์แบบนิวตรอนเร็ว BREST ที่มีกำลัง 300 MWe และใช้ตะกั่วระบายความร้อนในวงจรแรกของเครื่องปฏิกรณ์ ที่มีอุณหภูมิ 540?C เพื่อใช้ผลิตไอน้ำในระบบผลิตไอน้ำเหนือวิกฤต (supercritical steam generators) แกนเครื่องปฏิกรณ์อยู่ภายในสระของตะกั่วที่ความดันใกล้เคียงกับบรรยากาศ ใช้เชื้อเพลิงเป็นยูเรเนียม-พลูโตเทียมไนไตรด์ (U+Pu nitride) ซึ่งไม่สามารถนำไปผลิตพลูโตเนียมเกรดที่เป็นอาวุธ (weapons-grade Pu) ได้ เนื่องจากไม่มีชั้นยูเรเนียม (uranium blanket) อยู่ด้านนอก เชื้อเพลิงใช้แล้วจึงสามารถนำกลับมาใช้ได้ใหม่ โดยมีการสร้างเครื่องต้นแบบที่ Beloyarsk และมีแผนจะสร้างเครื่องปฏิกรณ์แบบนี้ที่มีกำลัง 1200 MWe

เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ใหม่และเล็กลงของรัสเซีย คือ เครื่องปฏิกรณ์ใช้นิวตรอนเร็วระบายความร้อนด้วยตะกั่ว-บิสมัท (Lead-Bismuth Fast Reactor, SVBR) มีกำลัง 75-100 MWe ของ Gidropress โดยติดตั้งเครื่องกำเนิดไอน้ำไว้ในบ่อบิสมัท-ตะกั่ว ที่มีอุณหภูมิ 400-480?C เช่นเดียวกับแกนเครื่องปฏิกรณ์ ใช้เชื้อเพลิงเป็นยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 16% แต่ก็สามารถใช้เชื้อเพลิงแบบอื่นได้อีกหลายชนิด รวมทั้งเชื้อเพลิงยูเรเนียม-พลูโตเนียม ตัวเครื่องปฏิกรณ์มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 4.5 เมตร สูง 7.5 เมตร สร้างเสร็จจากโรงงานแล้วขนส่งไปติดตั้งในแทงค์น้ำที่ทำหน้าที่ระบายความร้อนและป้องกันรังสี โรงไฟฟ้าจะประกอบด้วยเครื่องปฏิกรณ์ จำนวน 16 โมดูล (module) ซึ่งคาดว่าจะผลิตไฟฟ้าที่มีราคาถูกกว่าเทคโนโลยีใหม่ด้านอื่นของรัสเซียทุกประเภท รวมทั้งการออกแบบที่ป้องกันการแพร่ขยายอาวุธนิวเคลียร์ (proliferation resistance) และมีระบบความปลอดภัยที่ทำงานได้เอง (inherent safety) รัสเซียมีประสบการณ์ในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์ สำหรับเรือดำน้ำชั้น Alfa-class จำนวน 7 ลำ แต่ละลำใช้เครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็ก มีกำลัง 155 MWt ระบายความร้อนด้วยบิสมัท-ตะกั่ว โดยเฉพาะรุ่น SVBR และมีประสบการณ์ในการเดินเครื่อง 70 reactor-years ตอนกลางปี 2008 Rosatom และ Russkiye Mashiny ซึ่งเป็นบริษัทเครื่องจักรกลของรัสเซีย ได้ร่วมกันสร้างเครื่องปฏิกรณ์ด้านพลเรือน รุ่น SVBR แผนการนี้จะเป็นการพัฒนาการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ที่มีกำหนดเสร็จในปี 2017 และเดินเครื่องต้นแบบผลิตไฟฟ้าขนาด 100 MWe ได้ในปี 2020 โดยเงินลงทุนมาจากบริษัท Russkiye Mashiny เป็นจำนวน 16 พันล้านรูเบิล (RUR) หรือ 585 ล้านเหรียญ สถานที่ตั้งโรงไฟฟ้ายังอยู่ระหว่างการสำรวจ โดยในแผนก่อนหน้านี้จะตั้งที่ Obninsk ซึ่งเครื่องปฏิกรณ์ SVBR-100 จะเป็นเครื่องปฏิกรณ์แบบระบายความร้อนด้วยโลหะเหลวเครื่องแรกที่ใช้ในการผลิตไฟฟ้า

สถาบัน KAERI ของเกาหลีใต้ กำลังดำเนินการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ใช้นิวตรอนเร็วระบายความร้อนด้วยโซเดียม (sodium-cooled fast reactor) ซึ่งเป็นการพัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ใช้นิวตรอนเร็วระยะที่สองของ Nuclear Transmutation Energy Research Centre of Korea (NuTrECK) มหาวิทยาลัยโซล (SNU) และกำลังออกแบบเครื่องปฏิกรณ์แบบระบายความร้อนด้วยตะกั่ว-บิสมัท กำลัง 35 MW ที่ทำงานด้วยกระบวนการ pyro-processed fuel สามารถใช้งานได้นาน 20 ปี ก่อนจะส่งกลับโรงงานเพื่อเปลียนเชื้อเพลิงด้วยกระบวนการ pyro-processing เครื่องปฏิกรณ์มีอายุการใช้งาน 60 ปี ทำงานที่ความดันบรรยากาศจึงไม่ต้องกังวลเรื่องอุบัติเหตุของการรั่วไหลของสารระบายความร้อน

เครื่องปฏิกรณ์แบบเกลือหลอมเหลว (Molten Salt Reactors, MSR)

ในระหว่างทศวรรษ 1960 สหรัฐอเมริกาไ้พัฒนา molten salt breeder reactor ซึ่งใช้หลักการเดียวกับ fast breeder reactor (ซึ่งระบายความร้อนด้วยโลหะเหลว) โดยสร้างและทดลองเครื่ื่่องต้นแบบ MSR ขนาด 8 MW ที่ Oak Ridge เป็นเวลากว่า 4 ปี ปัจจุบัน ความสนใจในเรื่องนี้ได้กลับคืนมาใหม่ ในประเทศญี่ปุ่น รัสเซีย ฝรั่งเศส และสหัฐอเมริกา โดยเป็นหนึ่งในหกของการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 4 (generation IV)

ในเครื่องปฏิกรณ์แบบเกลือหลอมเหลว (Molten Salt Reactor, MSR) ใช้เชื้อเพลงเป็นเกลือฟลูออไรด์ของลิเทียมกับเบริลเลียมหลอมเหลว (fluoride salts) ละลายผสมกับยูเรเนียม ทอเรียม หรือยูเรเนียม-233 ฟลูออไรด์เสริมสมรรถนะ แกนเครื่องปฏิกรณ์ใช้กราไฟท์เป็นสารหน่วงนิวตรอน โดยจัดเรียงให้เกลือของเชื้อเพลิงที่มีความดันต่ำไหลผ่านได้ที่อุณหภูมิ 700?C ความร้อนจะถ่ายเทให้เกลือวงจรที่สองเพื่อผลิตไอน้ำ เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้ไม่ใช้นิวตรอนเร็ว แต่มีการหน่วงด้วยกราไฟท์ให้พลังงานลดลงที่ระดับ epithermal (เป็นนิวตรอนที่มีความเร็วปานกลาง) ผลผลิตฟิชชันจะละลายอยู่ในเกลือของเชื้อเพลิง และจะมีการดึงออกไปด้วยกระบวนการ on-line reprocessing และแทนที่ด้วย Th-232 หรือ U-238 ธาตุกลุ่ม actinide จะยังคงอยู่ในเครื่องปฏิกรณ์จนกว่าจะเกิดฟิชชัน หรือเปลี่ยนไปเป็นธาตุที่หนักกว่า มีการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ MSR breeder reactor เต็มรูปแบบ ขนาด 1000 MWe แล้ว แต่ไม่มีการสร้าง ในปี 2002 มีการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ MSR ในฝรั่งเศส ที่มีการออกแบบให้ส่วนของ fissile zone เป็นส่วนที่มีการผลิตพลังงานออกมา และมีส่วนของ fertile zone อยู่โดยรอบ โดยเป็นส่วนที่เกิดการเปลี่ยน Th-232 ไปเป็น U-233

เครื่องปฏิกรณ์ FUJI MSR ขนาด 100 MWe ที่ออกแบบแล้วนั้น จะใ้ช้เดินเครื่องเป็นเครื่องปฏิกรณ์ breeder และจะมีการพัฒนาต่อโดยความร่วมมือของญี่ปุ่น รัสเซีย และสหรัฐอเมริกา

ลักษณะเด่นของเครื่องปฏิกรณ์ MSR คือ การหมุนเวียนใช้เชื้อเพลิง รวมทั้งการที่มีแต่กากนิวเคลียร์ระดับสูง จึงมีแต่กัมมันตภาพรังสีอายุสั้น ใช้เชื้อเพลิงน้อย (เครื่องปฏิกรณ์ self-breeding ของฝรั่งเศสรายงานว่า มีการใช้เชื้อเพลิงทอเรียม 50 กิโลกรัม และยูเรเนียม-238 จำนวน 50 กิโลกรัม ต่อพันล้านกิโลวัตต์ชั่วโมง) และความปลอดภัยที่ใช้ระบบระบายความร้อนแบบ passive ในทุกขนาดของเครื่องปฏิกรณ์

เครื่องปฏิกรณ์ Advanced High-temperature Reactor (AHTR) เป็นรุ่นที่มีขนาดใหญ่ขึ้นมา ใช้เชื้อเพลิงเป็นลูกที่มีส่วนผสมของกราไฟท์ คล้ายกับที่ใช้ในเครื่องปฏิกรณ์ GTMHR และใช้เกลือฟลูออไรด์หลอมเหลว (molten fluoride) เป็นสารหล่อเย็นในวงจรแรก นอกจากนั้น ยังมีส่วนคล้ายกับเครื่องปฏิกรณ์ HTR ที่ระบายความร้อนด้วยก๊าซ โดยทำงานที่ความดันต่ำ (ต่ำกว่าบรรยากาศ) และอุณหภูมิสูง ทำให้มีการถ่ายเทความร้อนได้ดีกว่าก๊าซฮีเลียม เกลือฟลูออไรด์ที่ใช้เป็นสารหล่อเย็นมีอุณหภูมิ 750-1000?C ซึ่งสามารถใช้ในการผลิตไฮโดรเจน (thermochemical hydrogen manufacture) เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้มีกำลัง 1000 MWe/2400 MWt ซึ่งคาดว่าจะมีต้นทุนต่ำกว่า 1000 เหรียญต่อกิโลวัตต์

เกลือฟลูออไรด์หลอมเหลว (molten fluoride salt) ใช้เป็นตัวกลางในการส่งผ่านความร้อนระหว่างแท่งเชื้อเพลิงนิวเคลียร์กับระบบภายนอกนั้น อุตสาหกรรม aluminium smelting เคยมีประสบการณ์ในการจัดการให้มีความปลอดภัย รวมทั้งเกลือหลอมเหลวนี้ ยังสามารถใช้ร่วมกับเครื่องกำเนิดไฟฟ้าที่ใช้ก๊าซฮีเลียมด้วย วงจร Brayton ได้เช่นกัน

เครื่องปฏิกรณ์แบบเชื้อเพลิงเหลว (Aqueous Homogeneous Reactors, AHR)

เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้ผสมเชื้อเพลิงกับสารหล่อเย็นในรูปของเหลว โดยทั่วไป จะใช้ยูเรเนียมไนเตรตเสริมสมรรถนะต่ำในรูปของของเหลว มีการสร้างเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์วิจัยแบบ AHR แล้วประมาณ 30 เครื่อง โดยมีความก้าวหน้าในการทำระบบควบคุมด้วยตัวเอง (self-regulating) และสามารถดึงผลผลิตฟิชชันที่เกิดจากปฏิกิริยานิวเคลียร์ออกมาจากเชื้อเพลิงที่กำลังหมุนเวียนอยู่ได้อย่างต่อเนื่อง ปัญหาในการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้คือการระบายฟองก๊าซออกมา เครื่องปฏิกรณ์ AHR เครื่องแรกที่เดินเครื่องถึงค่าวิกฤต คือที่ Oak Ridge สหรัฐอเมริกา สามารถเดินเครื่องได้เ็ต็มกำลัง 1 เมกกะวัตต์ ในปี 1953 เครื่องที่สองเดินเครื่องได้เต็มกำลัง 5 MW ในปี 1958 ส่วนแผนที่จะสร้างเครื่องปฏิกรณ์ในเชิงพาณิชย์ ขนาด 70 ถึง 150 MWe ไม่ได้ดำเนินการต่อ เครื่องปฏิกรณ์ ARGUS แบบ AHR สถาบัน Kurchatov ของรัสเซียเดินเครื่องที่กำลัง 20 kW ตั้งแต่ปี 1981 สามารถใช้ในการวิจัยและพัฒนาในการผลิตไอโซโทป Sr-89 กับ Mo-99 ทำให้ผลิต Mo-99 ที่มีความบริสุทธิ์สูงมาก และมีศักยภาพในการผลิตในเชิงพาณิชย์ ถึงปี 2006 มีเครื่องปฏิกรณ์ AHR เพียง 5 เครื่องเท่านั้นที่ยังคงเดินเครื่องอยู่ แต่แนวคิดในการสกัดแยกไอโซโทปรังสีทางการแพทย์ออกมาจากเชื้อเพลิงนิวเคลียร์โดยตรง ได้จุดประกายให้ความสนใจในเครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้กลับคืนมาอีกครั้ง สหรัฐอเมริกา จีน และรัสเซีย อยู่ระหว่างการประเมินที่จะนำเครื่องปฏิกรณ์ AHR มาใช้ในการผลิตไอโซโทปรังสีในเชิงพาณิชย์

ในปี 2008 ทบวงการพลังงานปรมาณูระหว่างประเทศ (IAEA) ได้จัดทำบทสรุปว่า “การใช้เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบเชื้อเพลิงเหลว มีความก้าวหน้าและมีศักยภาพ ในการใช้สำหรับผลิตไอโซโทปรังสีทางการแพทย์ เนื่องจากมีต้นทุนต่ำ มีมวลวิกฤต (critical mass) ไม่สูง ระบบความปลอดภัยเป็นแบบ passive กระบวนการทำงาน การสกัด และการควบคุมระบบเชื้อเพลิงทำได้สะดวก จุดเด่นเหล่านี้ ส่วนหนึ่งเนื่องจากเชื้อเพลิงมีลักษณะเป็นของเหลว และอีกส่วนหนึ่งจากการที่เชื้อเพลิงผสมเป็นเนื้อเดียวกับสารหน่วงนิวตรอน ถ้านำวิธีการควบคุมระบบเชื้อเพลิงกัมมันตรังสีเหลวนี้ไปใช้ จะทำให้เครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้ให้ผลตอบแทนทางเศรษฐกิจในการผลิตไอโซโทปรังสีทางการแพทย์ได้เป็นอย่างดี” เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้ ซึ่งใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ (LEU) สามารถเดินเครื่องด้วยอุณหภูมิและความดันต่ำ โดยมีกำลัง 50-300 MW แต่การผลิตไอโซโทปที่ต้องการโดยการสกัดออกมาอย่างต่อเนื่องยังอยู่ในงานวิจัย นอกจากนั้น ไอโซโทปรังสีที่เป็นสารระเหยหลายชนิดที่นำมาใช้ทางเวชศาสตร์นิวเคลียร์ สามารถผลิตได้โดยการทำให้เดือด (radiolytic boiling) เช่น ไอโซโทป Sr-89 ที่สามารถผลิตด้วยวิธีนี้ด้วยประสิทธิภาพสูงกว่าวิธีอื่นมาก (TECDOC 1601)

ในเดือนมกราคม 2009 บริษัท Babcock & Wilcox (B&W) ได้ประกาศว่ามีเป้าหมายจะสร้างเครื่องปฏิกรณ์ AHR ขนาดเล็กที่ใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมเสริมสมรรถนะต่ำ มีกำลัง 100-200 kW สำหรับการผลิตไอโซโทป Mo-99 โรงงานผลิตโรงหนึ่งสามารถใช้กับเครื่องปฏิกรณ์ 4 เครื่อง B&W คาดว่าจะเป็นผู้นำในการผลิตได้ภายใน 5 ปี เชื้อเพลิงจะเกิดปฏิกิริยาถึงค่าวิกฤตอยู่ในถังเครื่องปฏิกรณ์ขนาด 200 ลิตร เมื่อเกิดปฏิกิริยาฟิชชันสารละลายจะไหลเวียนและถูกสกัดแยกเอาไอโซโทป Mo-99 ออก แล้วจึงหมุนเวียนกลับเข้าสู่เครื่องปฏิกรณ์ โดยมีอุณหภูมิและความดันต่ำ

เครื่องปฏิกรณ์แบบโมดูลาร์ (Modular construction)

ผู้พัฒนาเครื่องปฏิกรณ์ IRIS มีร่างของผลตอบแทนทางเศรษฐกิจในการสร้างเครื่องปฏิกรณ์แบบโมดูลาร์ (modular) ขนาดประมาณ 330 MWe โดยมีเหตุผลในทำนองเดียวกับเครื่องปฏิกรณ์ขนาดเล็กแบบอื่น จุดสำคัญของ IRIS คือขนาดและการออกแบบที่ไม่ซับซ้อน ทำให้เหมาะสำหรับการสร้างแบบเป็นโมดูล การพิจารณาผลตอบแทนทางเศรษฐกิจต่อขนาดเครื่องปฏิกรณ์ สามารถทดแทนได้ด้วยการที่เครื่องปฏิกรณ์รุ่นนี้สามารถสร้างได้เป็นชุด จำนวนหลายเครื่อง มีชิ้นส่วนและการประกอบที่ไม่ซับซ้อน โดยคาดว่าจะสร้างเครื่องปฏิกรณ์ IRIS เครื่องแรกได้เสร็จสมบูรณ์ภายใน 3 ปี และเครื่องต่อไปจะใช้เวลาลดลงเหลือ 2 ปี

การก่อสร้างมีการพัฒนาทั้งแบบที่เป็นเครื่องเดียวประกอบกันหลายเครื่อง (multiple single units) หรือแบบเครื่องคู่ประกอบกันหลายเครื่อง (multiple twin units) ในแต่ละกรณีสามารถติดตั้งเครื่องใหม่เพิ่มเติมเข้ามา จึงต้องเตรียมพื้นที่ไว้สำหรับเครื่องต่อไป ขณะที่เครื่องเดิมกำลังเดินเครื่องอยู่ ถึงแม้ว่าจะมีหลายเครื่องติดตั้งไว้แยกกัน แต่ขนาดของแต่ละเครื่องก็มีการออกแบบให้มีขนาดที่เล็กลง จนชุดของเครื่องปฏิกรณ์ IRIS ชุดหนึ่งขนาด 1000 MWe ที่มีเครื่องปฏิกรณ์ 3 เครื่อง มีขนาดใกล้เคียงกันหรือใช้พื้นที่น้อยกว่าเครื่องปฏิกรณ์ชนิดอื่นแบบเครื่องเดียวที่มีกำลัง 1000 MWe เท่ากัน

ต้นทุนการก่อสร้างและต้นทุนการผลิตของเครื่องปฏิกรณ์ IRIS คาดว่าจะเทียบเท่ากับเครื่องปฏิกรณ์ขนาดใหญ่ แต่เครื่องปฏิกรณ์ที่มีขนาดเล็ก จะมีความยืดหยุ่นกว่าเครื่องปฏิกรณ์ขนาดใหญ่ ทั้งด้านการเงินและทางด้านอื่นที่เครื่องปฏิกรณ์ขนาดใหญ่อาจทำไม่ได้ เมื่อเครื่องปฏิกรณ์เครื่องแรกสร้างเสร็จและเริ่มเดินเครื่องเพื่อผลิตไฟฟ้า จะทำให้เริ่มมีผลตอบแทนทางการเงิน สำหรับนำมาใช้ในการสร้างเครื่องต่อไป บริษัท Westinghouse ประมาณว่าโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ IRIS ขนาด 1000 MWe แบบ 3 เครื่อง จะใช้เวลาก่อสร้าง 3 ปี เมื่อเปรียบเทียบกับการสร้างเครื่องปฏิกรณ์แบบเครื่องเดียว 1000 MWe ใช้เวลาก่อสร้างเป็น 3 เท่า ซึ่งจะทำให้กระแสเงินสดในช่วงเวลาต่างกันนี้ มีค่าประมาณ 700 ล้านเหรียญ สำหรับประเทศพัฒนาแล้ว เครื่องปฏิกรณ์แบบโมดูลจะทำให้สามารถสร้างได้ตามความจำเป็นที่จะใช้ สำหรับประเทศกำลังพัฒนา เครื่องปฏิกรณ์แบบนี้จะเป็นทางเลือกเดียว เนื่องจากสามารถสร้างเพื่อผลิตไฟฟ้าโดยไม่จำเป็นต้องใช้ไฟฟ้ามากกว่า 1000 MWe

ถอดความจาก Small Nuclear Power Reactors
เวบไซต์ www.world-nuclear.com