韩国的超临界水冷堆研究  

作　　者：Y. Y. Bae K.M. Bae H. Y. Yoon H.[1] Y.[1] Kim J.[1] Jang[1] 李满昌（译）[1] 叶良成（校）[1] 

机构地区：[1]韩国原子能研究所

出　　处：《国外核动力》2007年第6期14-19,50,共7页Foreign Nuclear Power

摘　　要：1引言 超临界压力水冷堆（SCWR）由于堆芯出口温度高，具有改善经济性的潜力，又可利用现有沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）以及超临界化石燃料电厂的大多数技术，最近受到了核工业和研究机构的关注。第四代国际论坛已经把SCWR选为2030年前可用的、尤其作为一种生产经济电力（USDOE2002）的第四代核电厂的候选堆型之一。

关 键 词：超临界压力 水冷堆 韩国 出口温度 化石燃料 研究机构 国际论坛 经济性 

分 类 号：TL4[核科学技术—核技术及应用] TK229.54[动力工程及工程热物理—动力机械及工程]