據世界核新聞(WNN)等多家媒體網站報道，美國核管理委員會(NRC)6月13日針對凱洛斯能源公司(Kairos)在田納西州橡樹嶺科技園區建造赫爾墨斯(Hermes)熔鹽實驗裝置的申請，發布了它的最終安全評估報告(FSER)[1]。據Kairos預計，可能將在今年晚些時候獲得同類首個反應堆的建造許可證;該實驗裝置將于2026年投入運行。而最新的進展很可能是，同年在橡樹嶺科技園區建成70MWt KP-FHR型核電廠。

位于橡樹嶺科技園區的Hermes示范設施效果圖

NRC的評估結論是，沒有任何安全方面的因素能阻礙給這個反應堆頒發建造許可證。此前，NRC獨立的反應堆安全咨詢委員會提供了它的審查結果，建議批準Hermes示范堆建造許可。

Kairos于2021年9月和10月分兩部分提交建造許可申請。但早在2018年開始，即與NRC進行了廣泛的申請前的接觸。據NRC核反應堆監管辦公室主任安德莉亞·尼爾(Andrea Veil)說，NRC于2021年11月接受Hermes CPA(Construction Permit Application)的審查，承諾加快21個月的審查時間表，并在18個月內完成審查，計劃遠遠提前。她說，“這反映NRC在提高效率的同時，采用‘風險預知’(risk-informed)的方法，維護安全的承諾。”

Kairos負責監管事務的副總裁彼得•黑斯廷斯(Peter Hastings)說，“我們很高興與NRC本部人員密切合作，完成了一項徹底、高效和創新的審評，這對未來部署先進堆令人鼓舞。”“我們期待繼續與NRC本部人員和委員會密切合作，支持批準最終環境影響報告書，并完成強制性聽證會。”

Kairos正在采取“快速迭代”的研發方法，降低商用化道路上的風險，并為建筑和施工建立信心[2]。在未來，還必須提交單獨的運行許可證申請。它說，Hermes建造許可申請在為運行許可申請奠定基礎，進而為未來商業部署的許可證申請提供經驗教訓。

Hermes就是這個公司熱功率35 MW、不發電的氟鹽冷卻高溫堆(KP-FHR)，所用的核燃料是TRISO(三重結構各向同性)顆粒燃料球，冷卻劑為低壓氟鹽。美國能源部選中它作為示范堆，按照先進堆示范規劃，七年內獲得6.29億美元成本分擔撥款，以降低風險，旨在為商業部署更大型的KP-FHR提供運行數據。

示范堆選址在橡樹嶺的東田納西科技園區;據2022年底宣布的協議，TRISO燃料球將由洛斯阿拉莫斯國家實驗室的低濃燃料加工設施生產。Kairos公司還委托一家工廠與Materion公司合作，生產高純度氟鹽冷卻劑，稱之為氟鋰鈹(Flibe)。該公司在另一份聲明中說，位于俄亥俄州埃爾莫爾(Elmore)的熔鹽凈化廠現已將第一批冷卻劑運交新墨西哥州阿爾伯克基市(Albuquerque)凱洛斯能源公司的試驗設施，以支持工程測試單元(ETU)的運行。

Hermes建造許可申請安全評估概要[3]

安全評估文件，記錄NRC本部人員對凱洛斯能源公司(Kairos)2021年9月29日提交的建造許可申請的技術審查。申請的是赫爾墨斯(Hermes)試驗堆裝置，計劃建在田納西州的橡樹嶺。

該試驗堆支持Kairos的氟鹽冷卻高溫堆(KP-FHR)的技術開發。它是35 MWt的熱譜堆，使用嵌入碳基球中的TRISO燃料顆粒，內含高含量低濃縮鈾(HALEU)。這個堆用氟化物熔鹽冷卻劑構成球床，主要借助耐高溫的TRISO顆粒燃料實現功能性安全密封。

NRC反應堆安全咨詢委員會獨立審查了申請中涉及安全的方方面面，并在2023年5月16日的報告中向核管會提供了審查結果。

這次安全評估，依據Kairos截至2023年2月提交的信息，展示NRC本部人員對Hermes施工許可申請的審查意見。據此，本部人員確定Hermes試驗堆的初步設計和分析，包括主要設計標準;設計基準;與建筑材料和總體布置相關的信息;以及對設施的構筑物、系統和部件的設計和性能進行的初步分析和評價：(1) 為最終設計符合設計基準提供了合理保證;(2) 包含足夠的安全余量;(3) 描述的構筑物、系統及部件，能防止各種事故并緩解事故的后果;(4) 滿足適用的監管要求及核管會導則。

KP-FHR的核燃料、反應堆本體剖面與主要技術參數(IAEA 2020)

KP-FHR蒸汽循環原理圖

反應堆安全咨詢委員會的“結論和建議”

1. Hermes設計的關鍵特性包括反應堆的熱功率低，使用TRISO燃料，氟鋰鈹(Flibe)冷卻劑作為有效的功能性密封(functional containment)，而且有非能動散熱能力。相對監管選址標準，總體設計預期的劑量后果有很大裕度，允許使用獨特的安全分級方法。

2. 由于氟鹽冷卻高溫堆技術的首創性質，存在性能不確定性。這在Hermes運行期間可最直接解決。

●像Hermes這樣規模的示范設施，對測試這種技術的關鍵技術要素、設計特征、安全功能和設備性能很有價值。

●關鍵問題是對設施內鈹和氚氣溶膠的管理，使之低于相關法規的限值，保護工作人員的安全。

3. 正如NRC本部人員在評估報告中指出的，相信這個設施可以按照有關法規和初步安全分析報告(PSAR)中概述的設計基準進行建造。詳細的設計、分析和技術規格，將在運行許可證(OL)審查之前完成。與石墨氧化有關的可燃氣體問題，應包括在這些評審中。

4. 應批準Hermes的建造許可證。

背景

Hermes設施是個35 MW的試驗堆，將根據10 CFR第50.21部分“104類許可證”獲得許可;這個反應堆不發電，將作為一定規模的示范設施，測試和證實KP-FHR技術的關鍵技術要素、設計特點、安全功能和設備性能。NRC反應堆安全咨詢委員會將繼續支持先進堆原型許可路線圖。NRC本部人員的“非輕水堆監管審查路線圖”概述了這個路線圖。

Hermes使用核燃料即熔鹽冷卻劑內的TRISO燃料球，和Flibe冷卻劑一起，奠定了強大、固有安全的高溫低壓系統。重要的固有安全特性包括：

● TRISO燃料球和Flibe冷卻劑提供功能密封;

● 主回路熱傳輸系統在近大氣壓下運行;

● 負反應性系數(燃料、慢化劑和冷卻劑溫度);

● 反應堆容器和其他安全相關部件位于單獨的抗震結構內。

依照NUREG-1537 (頒發許可證的格式與內容指南，以及NRC本部人員標準審查計劃)對非動力堆提供的指南，NRC本部人員的安全評價(SE)對Kairos公司的PSAR進行了逐條審查。此外，《NRC本部人員安全評價》附錄A有個清單，包括需要額外編制的建造許可證附加條件和設計、分析或管理要素。必須解決這些問題，以支持Hermes的運行許可證(OL)申請。

本文通過總結以下各點，討論Hermes設施的整體安全性：(a) 設計新穎或獨特特征;(b) 設計的主要安全功能及其實施;(c) 主要設計標準、安全分級和縱深防御;(d) 假定事件選擇、后果分析和安全裕度;(e) 運行可靠性;(f) 工作人員的安全;(g) 頒發運行許可前仍有待完成的技術開發活動。

新穎或獨特的方面

赫爾墨斯(Hermes)的設計有許多新穎或獨特的方面，具體包括：

●第一個應用功能密封的核反應堆，功能密封定義為一個或一組屏障。在正常運行、預期運行事件和假想事故下，它們聯合在一起，限制放射性核素向環境的輸運和釋放;

●首次應用美國機械工程師學會(ASME)鍋爐與壓力容器規范(BPVC)，第III節，第5部分高溫材料;

●燃料球和石墨反射體浮在Flibe冷卻劑中;

●TRISO燃料顆粒的“球殼”比德國和中國高溫堆中使用的球殼更薄;

●防虹吸裝置用于主熱傳輸系統冷端斷裂情況下，限制冷卻劑流失;

●失去強制循環，上部靜壓腔內的四個流體二極管“激活”自然循環;

●燃料球裝卸系統的設計，提供燃料和慢化劑球的裝卸、分類和儲存。

相對于使用TRISO燃料、Flibe冷卻劑、球床堆芯和石墨慢化堆，Kairos能夠識別與其設計相關的運行經驗。

安全功能

Kairos公司確定了三種安全功能：限制放射性核素釋放、控制散熱和控制反應性。考慮到提供這些安全功能的系統為非能動設計，在確定的設計基礎事件期間不需要電源。這包括場外或任何備用電源的電力。此外，不需要運行人員采取干預行動，緩解任何設計基礎事件。

限制放射性核素釋放

Kairos使用“功能密封”概念，限制放射性核素釋放。這種方法從源頭控制放射性核素，使之密封在TRISO涂層內的鈾碳氧化物顆粒燃料內。在燃料球性能評估中，Kairos假想事故前的TRISO燃料顆粒失效水平，比能源部先進氣冷堆TRISO燃料鑒定計劃中觀察到的水平高100倍。Flibe熔鹽也可作為防裂變產物釋放附加的固有屏障，因為它對可能從燃料球中逸出的幾種裂變產物有很強的化學親和力(惰性氣體除外)。

綜上所述，這兩個固有的堅強阻滯屏障，再加上反應堆熱功率低，致使預期場址邊界處的劑量后果比監管選址標準低很多。場址邊界的劑量也低于環境保護局(EPA)的保護行動指南。安全裕度高、功能密封、非能動衰變散熱、流體二極管和反虹吸特性，允許采用獨特的方法對構筑物、系統和部件(SSC)進行分級。

Kairos選擇性地進行了邊界計算，假設Flibe中產生的所有氚能通過熱交換器滲透并直接釋放到外環境，估算了該設施每年的氚釋放量。這些保守、簡化的假設，證明符合10 CFR第20部分(輻射防護標準)的劑量限值。Kairos指出，它的設施有個氚凈化系統。預期這個系統能降低設施內空氣中氚的濃度，保護工人，并能使每年向環境釋放氚的量遠低于PSAR中提供的計算值。這就可減輕有些人對這個設施釋放氚的擔心。

熱排出控制

衰變熱排出系統(DHRS)是個非能動冷卻系統，有四個獨立的序列，反應堆產生的熱量一旦達到目標水平就會啟動。DHRS有足夠的排熱能力，以確保反應堆容器的溫度保持在設計限值以下，而且不會挑戰燃料的完整性。Kairos公司已證明，四個序列中的三個就有足夠的能力排出衰變熱。通過重力供水的水箱提供最終熱阱，熱虹吸套管可去除反應堆容器的熱量，并將蒸汽排入廠房外的大氣。燃料球的衰變熱通過Flibe冷卻劑的自然循環傳到反應堆容器壁，然后通過傳導和輻射傳給DHRS。水箱的大小可以提供長達七天的非能動冷卻，NRC本部人員已用自己的計算證實了水箱的大小。還計劃通過試驗驗證運算結果。NRC本部人員規定，必須在運行試驗大綱中檢查某些影響(例如，腐蝕和結垢，過渡期內的流動不穩定性，以及運行期間的動態負荷)。

反應性控制

用兩套不同的控制元件控制Hermes的反應性。運行期間，反射層內的四個控制元件用于調整反應堆功率;用三個停堆元件插入球床，停止反應堆。在假定的事件場景下，三個停堆元件中的兩個，就足以維持足夠的停堆余量。計劃進行測試，證明兩個系統都具有足夠的執行能力。除了這些系統之外，燃料、慢化劑和冷卻劑都有很強、內在的負溫度系數，可提供反應性控制。

重要的設計準則、安全分級和縱深防御

Kairos公司已確定并描述了確保反應堆設施安全、防止放射性失控釋放所需構筑物、系統和部件(SSC)的主要設計準則。Kairos用于Hermes設計獲得許可的方法，不用概率論方法確定取得許可的基準事件、SSC分級和縱深防御評估。相反，對假想事件、單一故障準則和最大假想事故(MHA)，采用確定論方法評定設施的安全性和SSC分級。在安全分析報告中只用了兩個SSC分級：“安全相關”和“非安全相關”。此外，考慮了一系列“假想事件”(與發生的頻率無關)，用以核實最大假想事故(MHA)的影響僅限于設施現場的邊界之內。

Hermes設計的主要安全特性是TRISO燃料和反應堆冷卻劑Flibe的獨特組合。其他與安全相關的SSC，包括反應堆容器和內部構件、反應堆停堆系統、DHRS、燃料球裝卸與儲存系統的乏燃料儲存架，以及反應堆建筑結構的安全相關部分。NRC本部人員認為，如上所述的這些系統，符合與其安全分級相稱、適用的條例和標準;然而評估運行許可證還需附加的設計和性能分析。

安全裕度大，可使用獨特的安全分級法。根據歷史實踐，相對于Hermes重要的安全特性，NRC反應堆安全審評委員會對這種方法正確性的評估如下：

雖然反應堆容器及其焊縫劃為安全級，但認為主回路熱傳輸系統(PHTS)與安全無關，而且認為對任何假想的事件，無需保持安全穩定關閉。這種分級基于成功的設計，但流體二極管的性能與反虹吸特性還有待證明。反虹吸功能可防止反應堆容器內冷卻劑存量失去過多，以便在反應堆容器外管道破裂的情況下，冷卻劑的液位保持在球床堆芯活性區以上。流體二極管允許反應堆容器內保持自然循環，把球床堆芯的熱量通過反射層傳給反應堆容器和DHRS。

此外，Kairos公司建議使用“安全相關”的替代定義，把“反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性”更改為“用以維持堆芯活性區上部反應堆冷卻劑液位的反應堆冷卻劑邊界部分完整性”。在Hermes設計中，除了反應堆容器，并不把反應堆冷卻劑邊界計入裂變產物滯留部位。因此，把反應堆容器劃歸“安全相關”，而反應堆冷卻劑邊界的其余部分劃歸“非安全相關”。這個修訂后的定義，適用于PHTS發生重大斷裂的設計基礎事件，能應對球床堆芯的持續冷卻和非能動衰變散熱問題。

這種方法可能在整體上削弱“縱深防御”和各種屏障(安全功能)的獨立性。此外，將PHTS管道分為“非安全相關”，表明該系統可能無法在設計基準地震中存活，可能會在噴嘴/管道界面處破裂，從而挑戰反應堆容器的完整性。

一方面，對于首個這樣的反應堆，PHTS的設計、分析和建造達到與反應堆容器相同的質量水平(ASME BPVC、第三節、第五部分、設計和施工以及第十一節，測試和檢查)，能增強信心，因為(熱或地震誘發的)大型管道破裂的概率較低。設整個主冷卻劑壓力邊界為“安全級”是歷史慣例，即使是低壓系統(如鈉冷快堆器)也是如此。

相比之下，從安全分析的角度來看，Hermes的安全分析，對PHTS滯留裂變產物不抱任何希望。而且，由于Flibe與潮濕空氣并不發生顯著的反應，PHTS的管道不需要像鈉冷卻堆那樣，作為防止化學攻擊的屏障。因此，在這種獨特的情況下，由于熱功率低與功能密封相結合，對公眾的輻射后果有巨大安全裕度，無需基于額外的“縱深防御”和歷史實踐，提升PHTS的安全等級。對于其他采用功能密封的反應堆系統設計，情況或許并非如此，每個反應堆系統都應根據具體情況進行評估。

假想事件選擇、分析結果與安全裕度

Hermes事故分析評估了廣泛的假想事件，以建立最大假想事故(MHA)。這些事件的類別包括：(a) 反應性插入;(b) 熔鹽溢出;(c) 失去強制循環;(d) 燃料球裝卸與儲存系統故障;(e) 子系統或組件釋放出放射性物質;(f) 正常運行的普遍性挑戰;(g) 內部和外部災害(分別為火災、淹沒、地震、風災和水災)。在每個事件類別中，檢查幾個特定事件，以確定事件的邊界場景。

事故分析還檢查了設計已排除的各種事件及排除的根本原因。考慮的事件包括反應堆重返臨界或停堆故障、散熱能力降低、大量Flibe泄漏、在役的故障大于假設的故障、進入大量空氣、DHRS腔室淹沒、插入過多的反應性、與堆芯無關的臨界狀態、Flibe釋放過多的放射性核素，以及外部或內部干擾安全相關SSC的各種事件。

對包含的每個事件，要用初始條件保守的假設、安全相關SSC的響應(包括援引的單一失效準則……)，以及瞬態特征，評估事故系統的響應。從歷史上看，在高溫堆中，保持金屬結構在允許溫度內，一直是個問題。Kairos進行的瞬態分析表明，對于堆芯筒體和反應堆容器，不銹鋼溫度限值的裕度約為100～150℃。燃料和控制棒材料也遠低于它們相應的溫度限值。

NRC本部人員對事件選擇和分析方法、假設和結果進行了縝密的審查。在某些情況下，本部人員對同一事件進行了范圍計算，以便對Kairos的計算結果獲得額外的信任。在運行許可(OL)審查、“可燃氣體的產生與石墨-空氣氧化相關”完成之前，應解決空氣侵入事件。

構建的MHA限定了事故的時間-溫度輪廓(曲線)、邊界條件，而放射性核素的源項假設將導致計算的輻射釋放量，包括每個事件類別中每個事件邊界情景的放射性釋放量。

MHA事件假定了設想的時間-溫度歷史，其中(a)考慮了與反應堆保護系統相關的保守的緊急停堆以及與反應堆保護系統相關的觸發延遲二者的熱影響;(b)限定反應堆內的反應性事件、過熱事件和過冷事件，以及另外假想的、不大具有挑戰性的堆外事件的初步計算。在源項評估中，考慮了TRISO燃料、石墨結構中的氚和覆蓋氣體活化產生的Ar-41釋放的保守估計值。即使有這些假設，MHA在場址邊界導致的輻射劑量遠低于選址準則，也低于EPA的防護行動指南。劑量主要來自氚和Ar-41，而不是裂變產物。

用于研究和試驗堆的MHA，不考慮超設計基準事件，如預期的瞬態沒有停堆(ATWS)和全場斷電。如上所述，全場停電不是問題，因為Hermes執行安全功能不需要電力。對于ATWS事件，其后果取決于反應性插入的嚴重程度。然而，Hermes設計有很強的負溫度系數，球床堆芯反應性過多有限，能防止燃料損毀。我們已經注意到，在其他先進堆如EBR-II(金屬燃料鈉冷快堆)、AVR(德國球床高溫氣冷堆)和HTTR(日本高溫氣冷堆)上進行的試驗證明，類似的固有安全特性，已為這些技術的法規生效提供了獨特的數據。

運行可靠性

與氟鹽冷卻高溫堆(FHR)技術相關的性能不確定性，多半在Hermes運行期間直接解決。幾個關鍵領域包括：

● Flibe受照射期間在溫度梯度下的化學勢(即氧化還原反應)的控制能力;

● Flibe在允許范圍內共晶點附近，防止粘度有害變化的成分控制能力;

● 由于腐蝕，鹽內雜質對核燃料性能的影響。

此外，Flibe內存在鈾雜質和裂變產物，將產生有害的混合廢物(有害的鈹和放射性物質)。據Kairos說，他們已確定了受污染Flibe的處置路徑。

電廠工人安全

Hermes主要工作人員的安全問題，與設施內空氣中氚溶膠的控制能力有關，因為氚會通過高溫部件滲透出來，而保護工人在運行、維護和檢查期間的安全，就要控制熔鹽中鈹的揮發性。因此，今后仍有兩個項目有待審議：(a) 是否需要一個系統，控制反應堆廠房和堆殼內(在維修活動期間)空氣中鈹的濃度低于國家職業安全與衛生研究所(NIOSH)短期受照限值;(b) 導出的空氣中氣溶膠的濃度(DAC)是否低于允許濃度，從而不需要個人防護設備，即可在維修期間保護工人免受反應堆廠房與堆殼內空氣中氚和鈹的危害。

技術開發

確定了許多正在進行的研究和開發活動，因為有必要確認SSC設計的充分性，以便在建造竣工前解決安全問題。這與確認以下諸項有關：證實燃料球的性能;高溫材料鑒定和監控;石墨氧化;計算機程序代碼生效;流體二極管的研制;源項分析用的熱力學和蒸氣壓相關的合理性;反應堆關鍵工藝變量過程傳感器技術的開發;反應堆冷卻劑化學監測儀器的研制。Kairos說，這些活動將在建造完成之前完成。

由于這是支持施工許可證的初步安全分析報告，設計與相關分析的許多細節留在最終安全分析報告中是合理的。啟動期間計劃的堆內試驗以及監測和檢查細節尚未獲得，分析工具也未得到充分驗證，安全分析的不確定性也沒有得到充分評估。Kairos承認這種情況;NRC本部也在他們的審查中指出了這些項目，并在運行許可審查或反應堆初始啟動期間跟蹤，直至問題獲得滿意的解決。

總結

Hermes設計的關鍵特性包括反應堆熱功率低，使用TRISO燃料和Flibe冷卻劑作為有效的功能密封，以及非能動散熱能力。總體設計導致的預期劑量結果與監管選址標準有很大裕度。由于FHR是個首創的技術，因此在Hermes的運行過程中，性能的不確定性可直接解決。像Hermes這樣規模的示范設施對于測試這種技術的關鍵技術元素、設計特征、安全功能和設備性能有很大價值。委員會相信，這個設施可按相關法規和《戰略規劃報告》中概述的設計基礎進行建設。Hermes的建筑許可證申請應獲得批準。

見解與思考

1. 開發第四代核能系統，特別是熔鹽堆系統，是提升核能安全、解除社會公眾疑慮、啟動非水冷核電建設的必由之路。解除社會公眾的疑慮，最根本的強有力手段是技術選擇和廠址選定準則，確保核安全與周圍的環境和居民的健康。在這方面，核能界對第四代六個系統的分析、比較優勢的認識越來越集中，甚至發展到海洋和太空。美國選定近期優先開發的七個堆型中，三個屬于熔鹽堆，另外兩個是泰拉能源公司的氟化物熔鹽快堆(MCFR)和陸地能源公司的一體化熔鹽堆(IMSR)[4]。

附圖. 氟鹽冷卻高溫堆(FHR)屬于熔鹽堆(MSR)類，但核燃料是高溫氣冷堆(HTGR)用的石墨球床TRISO顆粒燃料，兼備第四代核能系統全部經證實的特征，屬世界首創，是最成熟的先進堆型。

2. 彌補、補充可再生能源的間歇性，核能，特別是先進核能有獨到的、永久性的優勢和適應性。任何科學技術的生命力，最終是經濟、成本的比較優勢。在這方面，熔鹽堆的優勢十分明顯。尤其是它不需要制造“固體燃料”，而且可用其他堆型不可避免產生的核廢料作為燃料，使其核燃料實際上“用之不竭”，而且邊際成本為零，類似于可再生能源。

但KP-FHR的乏核燃料是TRISO顆粒燃料石墨球，還沒有確定是否進行“后處理”和“再循環”，其經濟成本目標暫時優于天然氣發電成本。KP-FHR技術一旦成功示范，單堆的額定輸出功率范圍可擴大到GWe級，規模經濟成本顯著優于正在運行的現代輕水堆。

3. 在核能開發方面，美國的積累最多，經驗教訓最為深厚，也走在世界各國的前列。我國核能界還比較清醒，繼續保持謙虛謹慎，不妄自尊大，如此才能看得更遠，少走彎路。

4. 進行“開創性”堆型研發特別難，氟鹽冷卻高溫堆(FHR)和釷熔鹽堆(TMSR)都屬此類。盡管前面已經進行了廣泛的研究和實驗，但在結構和材料方面有任何“開創性”，示范和商用部署前都必須進行驗證，因為“魔鬼在細節”中。對此，美國能源部科學辦公室對規劃中項目的處理具有代表性[5]。

5. 2023年7月，Kairos能源公司又向NRC提交在同一現場建造Hermes 2 示范電廠申請[6]。據ANS網站8月18日報道，NRC已完成Hermes的環境審查，并明確“Hermes 2 Plant”由兩個35 MWt反應堆組成，每個反應堆的大小與最初的測試反應堆相同，并共用一個發電系統。“Hermes 2 Plant”將生產和銷售電力[7]。

橡樹嶺科技園區KP-FHR實驗核電廠(裝機容量70 MWt/30.625 MWe)概貌

參考資料與注釋

[1] WNN, US regulators conclude Hermes safety review, 16 June 2023.

[2] Sonal Patel, NRC Completes Safety Review for Kairos Nuclear Test Reactor Within 18 Months, POWER, Jun 22, 2023.

[3] ML23130A183; U.S. NRC ADVISORY COMMITTEE ON REACTOR SAFEGUARDS, May 16, 2023.

[4] WNN, Kairos submits PSAR for Oak Ridge demonstration reactor, 05 October 2021.

[5] Tobias Mann, DOE digs up molten salt nuclear reactor tech, taps Los Alamos to lead the way back, 11 Aug 2022.

[6] ANS, Kairos applies for permit to build two-unit Hermes plant, Nuclear News, July 26, 2023.

[7] WNN, NRC completes Hermes environmental review, 18 August 2023.