编者按

根据Gen-IV国际论坛2014年ROADMAP报告，截至2015年底，超临界水堆将完成堆外小尺寸燃料组件测试，包壳材料选择，计算工具认证，预概念设计等工作；截至2017年底将完成关于超临界水堆原型电厂的决议工作；2017-2022年间将开展堆内小尺寸燃料组件测试工作。本期将带大家了解国外超临界水堆的发展概况。

本文摘自《南华大学学报( 自然科学版)》第25 卷第4 期，“超临界水冷堆技术研发概况及其关键问题”，作者：罗琦等；中国核动力研究设计院，四川成都)，中国核网整理

核能作为可大规模发展的高效清洁能源将在我国可持续发展战略中发挥重要作用。目前，在役的核电站主要采用一代、二代和二代改进型压水堆技术，随着第三代核电系统开始进入建设阶段，第四代先进核能系统的研究工作已逐渐成为世界各核电强国的研发热点。第四代核能系统强调追求更高安全性、经济性，更少废物排放和防核扩散等目标。在第四代核能系统国际论坛( GIF) 确定的六种最具研发前景的候选堆型中，超临界水冷堆( SCWR) 是唯一的轻水冷却型反应堆。超临界水冷堆运行在水的热力学临界点(374 ℃，22.1 MPa)之上，国际专家普遍认为其具有机组热效率高、系统简化、机组功率大型化、技术继承性好、核燃料利用率高等突出优点。

一、美国SCWR 研发概况

美国在上世纪50 年代提出超临界水冷堆概念，西屋公司随后开展了超临界直接循环“压力管”式反应堆的研发，但受限于当时的技术水平及工业基础而******放弃。直到90 年代末，在美国能源部的资助下，美国相关科研机构开展了“压力容器”式超临界水冷堆预概念、物理、热工及材料等方面的关键基础科学问题的研究，并在随后由美国“爱达荷”国家实验室牵头，联合相关高校和研究机构开展了超临界水冷堆面向工业应用的技术研发工作。但由于能源战略及核能发展技术路线的调整，美国目前已终止了超临界水冷堆的研发工作，转向超高温气冷堆的技术研发。

美国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，并采用冷却剂“单流程逆向流动”的直接循环模式，以低富集度的氧化铀为堆芯燃料。其总体设计参数如下：堆芯热功率3575 MW，电功率1 600 MW，循环热效率44.8%；堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为280 ℃ 和500 ℃，总质量流量1843 kg /s，整体直径3.93 m，设计的包壳最高温度620 ℃，最大线功率密度19.2 kW/m。

二、欧盟SCWR 研发概况

从2000 年开始，欧盟委员会资助相关科研机构开展了欧洲“高性能轻水堆（HPLWR）”第一阶段和第二阶段的研究任务，在第一阶段主要进行了HPLWR 预概念设计和可行性研究，以此为基础开展的第二阶段研究主要针对“超临界运行压力”下HPLWR 的关键科学问题和技术可行性进行论证。通过前两阶段的研究结果，欧盟基本确认了HPLWR概念的可行性，并于2010 年联合中国开展了为期三年的基于捷克LVR-15 研究堆的超临界水燃料性能实验水回路的设计工作，以此进一步解决超临界水冷堆面向工业应用的关键基础技术问题。

欧盟的高性能轻水堆采用“压力容器”式堆芯结构，中子能谱设计为热谱，以轻水同时作为冷却剂和慢化剂，采用3 流程的冷却剂直接循环模式，其总体设计参数如下：堆芯热功率2246 MW，电功率1000 MW，循环热效率45%；堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为280℃ 和500℃，总质量流量1160 kg/s，整体直径3.77 m，设计的包壳最高温度625 ℃，最大线功率39 kW/m。