超临界水冷堆研发进展  

The Research and Development Progress of SCWR

作　　者：臧金光[1] 黄彦平[1] Zang Jinguang;Huang Yanping(Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610213,China)

机构地区：[1]中国核动力研究设计院,成都610213

出　　处：《核动力工程》2021年第6期1-4,共4页Nuclear Power Engineering

基　　金：国家重点研发计划(2018YFE011061);国家自然科学基金(51906235);中国博士后科学基金面上项目(2018M643528);四川省应用基础研究计划(2019YJ0298)。

摘　　要：超临界水冷堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。Supercritical water cooled reactor(SCWR)is the only water-cooled reactor among the six types of reactors identified by the Generation IV International Forum.This paper describes the technical characteristics of SCWR,reviews the research and development(R&D)process of SCWR in China,and briefly reviews the latest R&D developments of SCWR in Canada,EU,Japan and other countries.Finally,this paper summarizes the technical advantages,technical challenges and development opportunities of SCWR.

关 键 词：超临界水冷堆(SCWR) 研发进展 建议和任务 

分 类 号：TK124[动力工程及工程热物理—工程热物理]