美国超临界水冷堆的概念设计与研究  

作　　者：唐宇[1] 

机构地区：[1]中国核动力研究设计院，四川成都，610041

出　　处：《国外核动力》2004年第2期7-18,共12页Foreign Nuclear Power

摘　　要：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。

关 键 词：美国 超临界水冷堆 反应堆设计 热效率 参数设计 

分 类 号：TL371[核科学技术—核技术及应用]