国际合力攻关超临界水冷堆技术中材料和传热流动两大难题  

作　　者：姚焕[1] 

机构地区：[1]《中国核工业》记者

出　　处：《中国核工业》2007年第4期24-26,共3页China Nuclear Industry

摘　　要：超临界水冷堆(Supercritical-water-Cooled Reactor,SCWR)是在水的热力学临界点(374℃,221个大气压)以上运行的高温高压水冷反应堆,是目前第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种最值得研发的第四代核能系统概念中唯一的水冷反应堆。2007年3月12～15日,“第三届超临界水冷堆(SCWR)设计与技术国际研讨会”在上海交通大学召开,这是我国首次举办该领域的专题研讨会。国际原子能机构代表以及来自日、韩、美、加、德、法、俄、英、意大利、荷兰等十多个国家的近40名外国专家以及国内中核集团、广核集团、中电投等企业的代表和有关高校、科研院所的代表共100余人参加了会议。本刊选发这次会议讨论的重点问题综述和上海交通大学核科学与工程学院院长程旭的文章,使大家对这方面的情况有所了解。

关 键 词：国际论坛 临界点 技术 上海交通大学 国际原子能机构 材料 合力 系统概念 

分 类 号：G206.2[文化科学—传播学]