热谱超临界水冷反应堆固体慢化剂研究  

作　　者：Jacopo Buongiorno Philip E．Mac Donald 王连杰（译） 陈炳德（校） 

出　　处：《国外核动力》2005年第3期20-25,共6页Foreign Nuclear Power

摘　　要：因为热效率高（大约45％，而轻水堆为33％）和设备的大量简化，超临界水冷反应堆（SCWR）是最有前途的第四代核反应堆之一。SCWR有着较高的热力学工况（高运行压力和温度），显著减少了安全壳体积，削减了对再循环泵、喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器及蒸汽干燥器的需求：过去十多年，日本完成了一个大型的1700MW SCWR的完整概念设计。初步的经济分析显示，与参考的先进轻水堆（ALWR）相比，这个系统可实现建设成本显著降低，高达30％。

关 键 词：超临界水冷反应堆 SCWR 核反应堆 固体慢化剂 热工水力 

分 类 号：TL421[核科学技术—核技术及应用]