超临界水堆10年计划  

作　　者：DavidW.Dstby 张琼 陈柄德 

机构地区：[1]爱达荷国家工程及环境实验室 [2]不详

出　　处：《国外核动力》2005年第2期14-27,共14页Foreign Nuclear Power

摘　　要：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。

关 键 词：超临界水堆 热效率 冷却剂 设计思路 

分 类 号：TL41[核科学技术—核技术及应用]