三、日本SCWR 研发概况

日本东京大学在1989 年开始了SCWR 的概念研究。随后，东京电力公司( TEPCO) 联合三菱重工、日立公司和东芝公司等三家日本轻水堆电厂制造商，对东京大学提出的SCWR 概念进行了可行性研究，认为该概念设计技术上可行，经济上的可行性很大程度上取决于出口的冷却剂温度。

为进一步改进上述概念以使超临界水冷堆更具吸引力，从1998 年开始，在日本科学促进会的资助下，东京大学对超临界压力下的水化学、辐照损伤和传热恶化等现象进行了研究。随后，日本于2000年在全国范围内启动了“超临界水堆实用化相关技术研究”的第一个五年计划项目，于2002年启动了“辐射场下超临界压力水的水化学基础研发计划”项目，并在第一个五年计划中材料研究的基础上于2004 年启动了“超临界水冷堆材料研发”的第二阶段项目。目前，日本形成了两大研发团队，一个是由东京大学牵头，开展与“快中子谱”超临界水冷堆相关的研究工作，另一个由东芝公司领头，主要从事与“热中子谱”超临界水冷堆相关的研究工作。

日本目前提出的超临界水冷堆堆芯采用“压力容器”式结构，中子能谱设计为热谱，以轻水同时作为冷却剂和慢化剂，并将燃料组件分为了内部和外围两个区域，采用2 流程的冷却剂直接循环模式，冷却剂先自上而下流过外围燃料组件，再自下而上流过内部燃料组件。

四、加拿大SCWR 研发概况

加拿大基于本国成熟的“压力管”式压水反应堆技术提出了“压力管”式超临界水冷反应堆，相关研究工作由加拿大原子能公司( AECL) 牵头，联合多所高校和研究机构共同开展。加拿大目前已开展了先进燃料通道实验、物理计算、超临界流体热工水力实验、燃料棒设计及相关程序开发等方面的研究工作，并于2011年3月完成了系统的预概念设计。

加拿大AECL 提出了CANDU 紧凑式超临界水冷堆设计方案，该方案将反应堆、主泵、安注箱、汽轮机等设备设置于安全壳中，安全壳外设置制氢、热利用、饮用水等联产系统。同时，AECL 完成了反应堆系统主要参数的设计，结果如下：堆芯热功率2 540 MW，循环热效率48%；堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为350 ℃和625 ℃，总质量流量1350 kg /s，活性燃料长度为5 m。

五、国际其他国家SCWR研发概况

除美国、欧盟、日本、加拿大以外，俄罗斯、韩国等国际主要核电大国也都开展了超临界水冷堆概念的研究，初步完成了各自的概念设计。综合来看，世界各核能大国均对超临界水冷堆表现出持续的关注，投入了大量的人力、物力与财力用于超临界水冷堆的研发，并获得了大量的研究成果。在近年来，世界各国也越来越注重国际间的技术合作，通过技术互补的方式共同开展超临界水冷堆的研发，以此在最大化保证研究质量的同时降低投入成本，实现世界各国超临界水冷堆技术的共同快速进步。

 附表-国际SCWR方案设计汇总：