超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

美国超临界水冷堆的概念设计与研究

超临界水冷堆(SCWR)是第四代国际论坛(GIF）选定的需要进行研究开发的六种反应堆之一。由于SCWR的热效率比较高(大约为45％，比目前的轻水堆33％的效率要高得多)，并且可以使电厂显著地简化，所以，SCWR被认为是一种比较有前途的先进核能系     

GARR堆内超临界压水回路初步设计研究

基于现有轻水堆（LWRs）和超临界火力发电两项成熟的技术而建立起来的超临界压水堆（SCWR）是第4代最有前途的6种先进新型核反应堆之一,其主要运行参数为：压力,25MPa,堆芯进／出151冷却剂温度,280／500℃。它可使现行轻水堆的热效率由33％提高到约45％。目前SCWR正在处于的概念研究阶段,目标是评价SCWR技术的可行性,集中在概念设计、安全和可靠性评价及堆芯部件首选材料的确认和验证。     

日本热谱超临界水冷堆近期研发活动和未来计划

超临界水冷堆（SCWR）是一种革新型轻水堆（LWR），它在超临界压力下运行，具有直流式反应堆和直接循环的主系统。由于其热效率高、电厂系统简化，因此具有投资成本低的潜在优点。     

超临界水堆全系统启动特性研究

为研究超临界水堆（SCWR）全系统启动特性,以SCTRAN程序为计算工具,基于中国超临界水堆（CSR1000）堆芯参数、高性能轻水反应堆（HPLWR）热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路,建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比,验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程,得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明,启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期,系统稳定启动;堆芯始终处于单相状态;汽轮机入口为超临界蒸汽;经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃;高压缸入口压力维持恒定;在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃,整个启动过程安全可靠。      

高性能包壳管材料的开发

1 前言 到2030年，轻水堆将迎来对现有核电站进行更新换代的时期。提高安全性、经济性和减少废物，以及提高Pu的有效利用对先进的下一代轻水堆开发的需求日益高涨。由于核不扩散方面的制约，现有轻水堆UO2燃料的235^U富集度被限定在5％以内，这对于大幅提高燃耗深度及实现高转换比有很大的制约。MOX燃料使用30％Pu（Pu f20％）级的高富集度的Pu燃料，与现有液态金属快堆（LMFBR）基本相同，能为许多革新型水冷堆所选择。     

高性能轻水堆设计研究评述

1引言 过去40年，世界轻水堆特别是压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）一直是最成功的核反应堆。迄今已经建造了270多座PWR，最近，1座PWR的净电输出功率可达到1600MW，净效率达到了36％。已经建造的BWR机组有93个，尽管其功率和效率水平稍低，但几乎都是成功的。这两种堆刊都采用饱和蒸汽循环，新鲜蒸汽压力约7MPa，对应饱和温度为286℃。[第一段]     

韩国的超临界水冷堆研究

1引言 超临界压力水冷堆（SCWR）由于堆芯出口温度高，具有改善经济性的潜力，又可利用现有沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）以及超临界化石燃料电厂的大多数技术，最近受到了核工业和研究机构的关注。第四代国际论坛已经把SCWR选为2030年前可用的、尤其作为一种生产经济电力（USDOE2002）的第四代核电厂的候选堆型之一。     

超临界水堆10年计划

超临界水堆(SCWR)是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高(大约45％，现有轻水堆的热效率约为33％)，而且可以大大简化装置．超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器、超临界水堆的主要任务是生产低成本电力，它以2种成熟技术为基础：一是轻水堆．它是世界上使用最广泛的电力生产反应堆；另一种是世界上已在大量使用的超临界燃煤锅炉目前13个国家的32个组织正研究超临界水堆概念有大量关于超临界水堆概念及其技术难点的文献．这里不重述这些通用信息。第四代国际论坛超临界水堆指导委员会已经拟定了验证超临界水堆概念的计划，要求在2015年前完成所有基本研究和开发，并在2020年前建造小型(≤150MWU原型堆本10年计划的目标是评价超临界水堆的技术可行性。因此，本计划的重点是第四代路线报告中所确定的两个关键可行性方面的问题，即结构材料的选择／开发以及安全和稳定性的演示像经济评价、详细设计和材料的确定(codification)等问题在本阶段是次要问题，因此这里不考虑这类问题     

欧洲高性能轻水堆研究项目

高性能轻水堆（HPLWR）是在超临界压力下运行的轻水堆（LWR）。尤其是在可靠性、安全性、发电成本和防核扩散方面，这种反应堆都会优于现有核反应堆。HPLWR最显著的优点是因为它的设备和厂房尺寸比现有轻水堆更小，从而可以获得约1000／kW（电功率）的低建造成本和3～4分／kwh的低发电成本。     

SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明,提出的SCWR方案满足设计准则要求,是一种合理可行的SCWR技术方案。     

超临界水冷堆研发进展

超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。      

高性能轻水堆的材料

为了研究高性能轻水堆（HPLWR）的堆内和堆外材料的运行环境，并评价目前燃料元件、堆芯结构和堆芯外零部件所采用的结构材料的潜在特征，开展了一项技术现状的研究。在HPLWR电站的常规岛部分，可以在给定温度（≤600℃）和压力25MPa下采用超临界燃煤电站（SCFPP）已认可使用的材料。这些材料是商用的铁素体／马氏体或奥氏体不锈钢。考虑了现有轻水堆的条件，基于现有的蠕变-断裂数据，以及对常规蒸汽发电站中腐蚀的广泛分析和关于辐照下材料行为的可得信息，开展了潜力包壳材料的评估。主要的结论是：在设定的最高温度650℃下，不仅Ni合金，而且奥氏体不锈钢都能用作包壳材料。     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

一种适用于十字形控制棒的超临界燃料组件设计

超临界水冷堆(SCWR)是目前最有应用前景的第四代反应堆堆型之一,与现有轻水堆相比,具有热效率高、结构简单等诸多优势。但SCWR较高的出口温度以及进出口温差给SCWR燃料组件设计带来了很大的挑战。本文研究国内外超临界燃料组件设计的研究现状,提出一种适用于十字形控制棒的双流程燃料组件设计方案。结果表明,该方案基本满足超临界燃料组件的设计要求,具有较好的综合性能。     

日本的超临界水冷堆

<正>【本刊2010年7月综合报道】超临界水冷堆(SCWR)是一种革新型轻水堆,它在水的超临界压力下运行,具有直流式反应堆和直接循环的主系统。由于其热效率     

轻水堆用超5wt％铀氧化物燃料的实用化技术研究

1 所有实施计划的制定 鉴于全球性能源需求的增加和环境问题的考虑，为了控制放射性废物的产生量，进一步有效利用铀资源，正不断开展以铀富集度超过5wt％燃料（以下称作超5wt％燃料）为前提条件的革新型先进堆以及在现有轻水堆与下一代反应堆中实现高燃耗深度的超5wt％燃料的研究。但是，在燃料制造、动力堆中的应用、燃料的运输与贮藏及后处理等轻水堆燃料循环的各阶段，其前提条件是富集度不到5wt％。要满足超5wt％燃料的要求，重要的课题就是对设备进行变更。然而，在其安全设计方面，最重要的就是临界安全设计问题，富集度5wt％-10wt％这一范围燃料的临界实验数据极少。     

ATHLET-SC程序的开发及适用性分析

由于超临界水堆（SCWR）在系统简化、降低成本和提高热效率上的优势,SCWR的研究在全球范围内得到广泛关注。在众多有关超临界水堆的研发工作中,开发适用于SCWR的系统分析程序是进行SCWR系统设计和安全评估的关键技术难题之一。本工作基于最佳估算系统分析程序ATHLET2.1A,增加了超临界热物性参数,开发出适用于SCWR的系统分析程序ATHLET-SC,将现有的ATHLET程序扩展到超临界压力状态。为评估修改后的程序的适用性,建立了混合能谱超临界水堆堆芯模型,并对该模型进行了功率瞬态计算。此外,对1个简化的超临界水冷却回路进行了稳定性分析。计算结果表明：修改过的ATHLET程序（ATHLET-SC）对SCWR系统的模拟具有良好的适用性。     

小型低慢化轻水堆的设计

低慢化轻水堆是革新型轻水堆之一，是在现有轻水堆技术的基础上，通过钚的多次循环，实现铀一钚资源的有效利用．通过燃料的高燃耗长期运行，以降低放射性废物的发生量等：．日本原子能研究所在实现轻水堆利用的长期化这一背景下，作为未来型轻水堆     

CSR1000启动过程控制特性研究

启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。