超临界水堆（SCWR）是六种第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆，它是在现有水冷反应堆技术和超临界火电技术基础上发展起来的革新设计。与目前运行的水冷堆相比，它具有系统简单、装置尺寸小、热效率高、经济性和安全性更好的特点。这让SCWR成为一种比较有前途的先进核能系统。

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6 种堆型之一，是在现有LWR 和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上，超临界水冷堆可以借鉴现有PWR 和超临界火电的设计、建造和运行经验，不存在不可逾越的技术障碍。中国的目标都是采用压水堆技术，考虑到技术的继承性和可持续发展的要求，开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

自从20世纪50年代和平利用核能以来，世界上已经成功开发出了三代核能系统。为进一步提高核能系统的各种效益，世界各国提出了许多反应堆设计和核燃料循环方案的新概念。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个国家派专家参加了“第四代国际核能论坛（GIF）”，并于2001年7月共同签署协议合作开发第四代核能系统，以满足今后较长一个时期的能源需求。

2001 年7 月，美、英、日、法等10个国家签署协议，正式成立了“第四代核能系统国际论坛(GIF)”，决定联合开发新一代核能系统，以满足今后20 年，乃至更长一个时期的能源需求。第四代核能系统的先进性指标将超越前三代，预计在2030 年前后可达到工业应用水平。在第四代核能系统国际研讨会上，超临界水冷堆被GIF选定为长远开发目标的6 种堆型之一，也是唯一被选定的轻水堆型。这是一种革新型的核能系统，计划投入研发经费约10 亿美元，其研发目标是在2030 年左右进入工业应用阶段。

第四代核能系统开发的目标是：在2030年之前创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展以及防核扩散等方面都要有显著提高，同时在研究开发反应堆装置的同时要考虑核燃料循环的问题。2002年5月，巴黎GIF研讨会选出了六种优先发展的第四代核能系统[，这六种核能系统既包括热中子堆也包括快中子堆，分别为：超高温气冷堆（VHTR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）、带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）。

超临界水堆的概念最先是由美国西屋电气公司（Westinghouse）和通用电气（General Electric）在上世纪50年代提出，美国和苏联于50年代和60年代对SCWR做了初步研究。在70年代，阿贡国家实验室（ANL）对这一概念作了回顾总结。经过三十多年核能发展的低潮之后，在90年代，日本东京大学的Oka教授重新提出超临界水堆这一概念，并且作了进一步的发展。

包括两方面：一方面是提高热效率，从已知的反应堆的33%—35%提高到40%—45%；另一方面是降低反应堆运行成本，使每千瓦发电成本降低到1000美元以下。SCWR较好的经济性和安全性，重新引起了日本、美国、俄罗斯和欧盟等国的重视，各国纷纷开展合作，对SCWR进行各方面的相关研究。

从1998 年开始，在日本科学促进会的资助下，东京大学对超临界压力水化学、辐射损伤和传热恶化现象等进行了研究。2000 年，在日本通产省的资助下，开始对SCWR 进行研究开发。技术开发计划分为3 个子课题进行，即“反应堆概念的相关技术研究”、“传热与流动的相关技术研究”和“材料与化学的相关技术研究”。参与研究的单位包括东芝、日立制作所、九州大学和东京大学等。

美国 1999 年启动了核能研究计划(NERI)发展新一代核能技术，选择了包括超临界水冷反应堆在内的新堆型进行技术攻关，在反应堆设计、材料、堆工程和安全、以及辐照化学等领域开展工作。2003 年启动了SCWR 研究开发计划，参加单位有爱德华国家工程和环境实验室(INEEL)、阿贡国家实验室(ANL)、橡树岭国家实验室(ORNL)、西屋电气公司、BREI 公司和麻省理工学院(MIT)等，并由INEEL 负责组织实施。

加拿大提出了 CANDU-X 概念，开展了超临界流体传热试验研究、材料腐蚀试验、燃料棒束设计、燃料循环评价、堆芯设计和主回路冷却剂特性研究。

韩国目正在开展可行性研究，积极参与国际核能研究计划I-NERI 和第四代核能系统国际研发计划GEN-IV。

欧洲超临界水冷堆项目从 2000 年开始启动，有德国、意大利、法国等7 国参与，可行性研究预计在2008 年完成；计划花10 年(2003～2012年)的时间进行关键技术攻关，包括材料性能研究、设计程序研制、超临界水传热试验研究以及临界流动试验研究等；从2009 年至2016 年花7年时间进行整体试验，包括棒束传热试验、中子学验证试验、衰变热排出试验以及LOCA 分离效应试验研究等；2020 年完成概念设计，建成原型超临界水冷堆(POAK)。

参与超临界水冷堆技术开发的国家和部门包括美国、加拿大、日本、欧洲、韩国和俄罗斯的研究部门、工业部门和大学，完成的主要研究工作包括：

(1)提出了SCWR 的几种设计概念：

①超临界压力水冷热中子堆；

②超临界压力水冷快中子堆；

③超临界压力水冷混合中子谱堆；

④超临界压力水冷球床堆(碳化硅PyC 包敷UO2 颗粒燃料在超临界压力水中形成流化床)；

⑤超临界压力重水堆。

(2)开展了相应的安全性、稳定性、非能动安全系统、燃料元件和堆芯部件、高温材料、超临界压力水化学、超临界压力条件下的堆芯热工水力和核物理特性等初步分析研究。

在第四代核能系统国际论坛上，已将 SCWR列入远期开发目标，计划在2015 年前后完成可行性研究，2020 年后完成性能研究和建示范堆，2025 年完成试验验证。大约2030 年前后可以实现工业应用。

• 国际上提出的超临界水冷堆主要技术方案

自上世纪 50 年代以来，国际上已提出了多种超临界水冷堆技术方案。表1列出了90 年代以来国外提出的主要技术方案。这些方案各有特色，但它们具有如下共同特点：

①采用超临界压力轻水作冷却剂，热效率明显高于如今运行的LWR，可高达~45%；

②超临界压力水的比热容高，使单位堆芯功率的冷却剂质量流量大大降低(约为BWR 的1/8)；

③超临界压力水的低密度导致堆内冷却剂总装量减少，这样使得在LOCA 条件下安全壳载荷降低，并使设计小安全壳成为可能；

④由于正常运行工况下冷却剂不存在两相，没有沸腾危机问题，排除了堆芯传热状态的不连续性。

• 超临界压力水冷堆典型方案简介

在上述各种超临界压力水冷堆方案中，日本提出的热中子谱SCWR 核能系统较为典型。该方案取消了二回路和蒸汽发生器，实现了直接循环，使系统大大简化。

典型的 SCWR 概念如图1 所示。超临界压力水一次通过反应堆加热并直接引入汽轮机发电，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。系统压力约25.0MPa，反应堆的超临界水入口温度约280℃，出口温度508℃。装置净效率高达44%，可输出1570MW 电功率。

该 SCWR 的燃料棒与LWR 类似，采用UO2芯块。由于高温下Ni 基合金的强度等性能较好，因此，用Ni 基合金代替锆合金作为燃料棒包壳，包壳温度设计限值为620℃。SCWR 的堆芯装有211 个正方形燃料组件，每个组件中排列多个正方形水棒作为慢化剂。

SCWR 的主要安全系统与简化沸水堆(BWR)相似，采用非能动安全系统，包括紧急停堆系统、高压辅助给水系统(AFS)、低压堆芯注射系统(LPCI)、安全释放阀(SRV)、自动卸压系统(ADS)和主蒸汽隔离阀(MSIV)。

为了达到纵深防御的目的，必须考虑严重事故缓解措施，而大多数LWR 的严重事故缓解措施可适用于SCWR，并且可以简化。

在表11中给出了几种主要的SCWR设计方案，以上各种方案在堆芯布置、燃料、慢化剂以及运行参数等方面都各有特点。综合考虑，SCWR与已知的运行的水冷堆相比，在技术上有很多先进性，但也存在一定的缺点。

SCWR的先进性包括

1)热效率高：采用超临界压力轻水作冷却剂，冷却剂工作在高温、高压状态，出口温度较高，热效率明显高于可运行的轻水堆，可达38%—45%。

2)系统结构简化：由于超临界水物性连续变化，不存在相变，可以采用直接循环。其高比的特性使得反应堆所需冷却剂流量大大降低，从而使反应堆和安全壳更加紧凑，压力容器、安全壳、厂房、乏燃料池、冷却塔都更小。与传统PWR相比，取消了蒸汽发生器和稳压器以及相关的二回路系统；与传统BWR相比，取消了蒸汽干燥器、汽水分离器和再循环泵。因此SCWR装置流程简单，系统简化。

3)安全性好：超临界压力水无相变，与传统水冷堆相比，没有沸腾危机问题，排除了堆芯传热状态的不连续性，堆芯无烧毁现象。加上非能动安全系统的采用，使得SCWR具有很好的安全特性。

4)良好的经济性：超临界水堆由于系统简化、设备减少、热效率高以及单堆功率大等优点，经济竞争能力突出。

5）有利于核燃料利用：通过改变堆芯燃料组件设计，超临界水冷堆可以设计成热中子谱反应堆，也可以是快中子谱反应堆，具有两种可选的燃料循环方式。

SCWR存在的缺点主要有

1）较高的材料性能要求：超临界条件下需要包壳和结构材料有更好的耐高温、耐腐蚀性能，有更高的强度（基本用基合金替代锆合金）。

2）镍基合金具有较大的中子吸收截面，使得SCWR采用的燃料富集度要远大于石墨水冷堆。

4.超临界水堆的主要堆型

SCWR的开发可以基于已有的一些主要技术，例如：沸水堆的直接循环系统，不需要蒸汽发生器，冷却剂直接进入汽轮机；超临界火电厂中的超临界汽轮机，已有了多年的运行经验等等。因此，SCWR大体上可以分为两种具有代表性的堆型：①与传统的压水堆和沸水堆设计类似的压力容器式SCWR；②与传统的CANDU重水堆和RBMK反应堆类似的压力管式SCWR。

美国、日本、欧洲、韩国和中国主要倾向于开发带有传统一回路的压力容器式SCWR，而俄罗斯和加拿大主要发展压力管式SCWR。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。如图 11所示，该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率。该系统的燃料棒设计与水冷堆类似，采用UO2芯块。由于高温下镍基合金的强度等性能较好，因此，用镍基合金代替锆合金作为燃料棒包壳，但这也造成所需燃料富集度较高，为6.1%，包壳温度设计限值为650℃。其堆芯装有121个正方形燃料组件，每个组件包含300根燃料棒，组件中排列多个正方形水棒作为慢化剂。采用控制棒束作为主要的反应性控制手段，控制棒驱动机构安装在反应堆压力容器顶部；辅助的停堆反应性控制通过硼水注入系统来实现。两套系统均能在冷态下使反应堆停堆。