超临界水堆关键科学问题的基础研究
★项目简介：
研发第四代新型核能系统将确保我国核能的长期稳定发展。作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷堆，超临界水堆具有经济性、延续性以及可持续性等诸多综合优势，是国家核电技术路线进一步发展的自然选择，是我国大功率压水堆技术发展的必然趋势，也是核能科学和技术领域的基础研究在国际竞争与合作中重要的前沿与热点之一。超临界水堆运行于超高压力、高温度和强烈中子辐照条件下，这种联合的极端条件给众多学科带来了新的科学挑战。揭示材料在极端条件下的微结构变化和使役行为的科学理论尚未形成。设计与制备堆内新材料的理论依据和基础技术有待发展。超临界水堆堆内复杂流道、流体物性异常变化以及高热流密度会引发一系列流动传热及核热耦合等方面的新的科学问题。此外，目前仍然缺乏可靠的堆芯分析方法来描述超临界水堆的可裂变燃料转换过程、核废物嬗变潜力以及与它们相关的安全特性。因此，堆内材料使役行为理论、流动传热机理以及先进中子物理学分析方法是发展超临界水堆三大主要科学基石。围绕这三大科学问题，本项目设置如下七个方面课题：1、超临界水堆关键材料的设计及制备科学；2、超临界水堆关键材料的腐蚀行为研究；3、超临界水堆关键材料辐照条件下的微结构及力学性能的基础研究；4、超临界水堆堆芯复杂流道下热质传输机理研究；5、超临界水堆复杂工况下动态行为研究；6、堆芯核热耦合及安全性能的基础研究；7、超临界水堆特定条件下堆芯物理特性的基础研究。通过项目实施，将建设高水平、能承担未来国家重大科技任务的超临界水堆研究基地；建立先进分析软件与基础实验平台；多学科综合并创新地解决超临界水堆的关键科学问题与核心技术难题。为未来中国超临界水堆重大技术研发提供理论依据与科学基础。
★项目专家组：
姓名
单位
程旭
上海交通大学
张禄庆
中国核工业集团公司
陈炳德
中国核动力研究设计院
郑明光
上海核工程研究设计院
杨燕华
上海交通大学
葛昌纯
北京科技大学
欧阳予
上海核工程研究设计院
阮可强
中国原子能科学研究院
束国刚
中科华核电技术研究院
★课题设置：
编号
名称
负责人
主要承担单位
2007CB209801
超临界水堆关键材料设计及制备科学研究
周张健
北京科技大学
2007CB209802
超临界水堆关键材料的腐蚀与应力腐蚀行为研究
Байду номын сангаас李聪
中国核动力研究设计院
2007CB209803
超临界水堆关键材料辐照条件下微结构及力学性能的基础研究
陆道纲
华北电力大学
2007CB209804
超临界水堆堆芯复杂流道中热质传输行为特征与机理
杨燕华
程旭
上海交通大学
上海交通大学
2007CB209805
超临界水堆复杂工况下动态行为研究
陈玉宙
中国原子能科学研究院
2007CB209806
超临界水堆核热耦合及安全问题的研究
史国宝
上海核工程研究设计院
2007CB209807
超临界水堆特定条件下堆芯物理特性及其分析方法的基础研究
王侃
清华大学
CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状
Ｃ Ｆ Ｄ方法在超 临界水冷堆热工水力 研 究 中的应用现状
曾小康 ，李永亮 ，闫 晓 ，肖泽军 ，黄彦平
中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，６ １ ０ ０ ４ １
摘要 ： 计算流体力学 （ Ｃ Ｆ Ｄ） 数值方法已成为超临界水 冷堆 热工水力 特性 分析 的重要工具 。目前 ，超 临 界条件下的 Ｃ Ｆ Ｄ数值方 法一 般直接采用亚 临界单相湍流模型 ， 其局限性在于现有的湍流模型难 以准确模拟重 力和热膨胀加速 度效应 ， 在热流密度特别大的情况下 ， Ｃ Ｆ Ｄ数值方 法适 用性 较差 。本文综合介绍 了中核核反
图 ｌ 传热 强化 时 Ｃ Ｆ Ｄ结果与实验数据 的对 比
Ｆ ｉ ｇ ． １ Ｃ ｏ ｍｐ ａ ｒ ｉ ｓ ｏ ｎ ｏ ｆ Ｃ Ｆ Ｄ Ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ａ ｎ ｄ Ｅ ｘ ｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ Ｄａ ｔ ａ
ｗｈ ｅ ｎＥｎ ｈ ｎｃ ａ ｅ ｄＨｅ ａ ｔ Ｔ ｒ ｎｓ ａ ｆ ｅ ｒ Ｏｃ ｃ ｕ ｒ
界水流动传热的影响大小和机理 ，预测各类通道 Ｅ Ｔ Ｈ开展的超临界水冷堆热工水力特性 Ｃ Ｆ Ｄ研 中超临界水传热的热点大小及其位置 ，并与其他 Ｒ 究为例 ， 介绍 Ｃ Ｆ Ｄ方法在超临界水冷堆技术开发 程序 （ 如中子物理计算程序 、子通道分析程序 、 中的优势和难点 ， 说明 Ｃ Ｆ Ｄ方法在超临界水冷堆 热工系统程序等 ） 进行多尺度多因素耦合分析 ，
２ 湍 流模 型适 用性评 价 和 时均 化方 程 的 推导
２ ． １ 模 型评 价
超临界水可看作强变物性的单相水 ，当超临 界水远离拟临界区或热流密度较小时 ，超临界水 的性质更接近亚临界单相水 ；此时常规湍流模型 的适用性较好 。当超临界水处 于拟临界 区且热流 密度较大时 ，特别是发生传热恶化时 ，超临界水
超临界水冷堆换热特性分析研究
之 间； 增大质量流量和减 小壁 面热 流密度都 能够降低 壁温 ， 改善传热 ， 生传 热恶化 的焓值推后 ， 使发 恶化 的趋势减弱。 ［ 关键词 ］ 超 临界水冷堆 ； 临界水 ； 超 换热特性； 数值模 拟 ［ 作者简介 ］ 李茂 ， 东省电力设计研 究院， 士， 究方向： 广 硕 研 电站设计 ， 东 广州 ，１６ ３ 广 ５ ０６ ［ 中图分类号 ］ Ｋ ２ Ｔ ２４ ［ 文献标识码 ］ Ａ ［ 文章编号 ］１Ｏ — ７３ ２ １ ）７ ０ ２ — ０３ ｏ ７ ７ ２ （ｏ ０ ｏ — ０ ７ ０ ０
２ ＭＰ ５ ａ压 力 下 超 临 界 水 平 均 温 度 从 ３ ０： ０＇ Ｅ到
图 １ 物 理 模 型
控 制方程 和边 界条 件 ： 质 量方程 ：
鲁ｖ ０ 十 ＿
动量 方程 ：
＋Ｖ ． ： 一 － Ｐ Ｖ ｐ＋ｖ ．
５ ０２ ０ ￣的区域 ， 已知 管径 和质 量 流量 。
能 量方程 ：
超临界水 的物性 均采 用 ＩＰ —Ｆ ７ Ａ ＷＳ Ｉ９ 公式计 算。 由于拟临界温度 附近物性的奇异变化 ，导致
ｕ Ｖ ＋ Ｖ ｈ・ 去 ＝
其 中：
超临界水传热问题变得十分复杂。为了简化计算 ， 作以下假设 ： （） １不考虑圆管人 口和出 口的影响 ； （） ２ 忽略 压 降对 超 临界 水 物性 的影 响 ， 为 物 认
。
二、 学物理模型 数
超临界水冷堆结构复杂 ，对其直接进行整体 分析计算难度很大。为 了深入了解超 临界水传热 特性 ，将超临界水冷堆 中的传热简化为水平光滑 圆管内超临界水流动传 热模 型 ，取水冷壁水平光 管 的一段 为研 究对 象 ，采 用换 热 器 简 化模 型 进 行 计 算 ，结 合 超 临界 水 冷 堆 的实 际 工 况 ， 只研 究
超临界水堆的温度
超临界水堆的温度超临界水堆是一种利用超临界水作为工作介质的核反应堆，其温度控制是非常重要的。
在这篇文章中，我们将探讨超临界水堆的温度控制方案，以及其重要性。
1. 超临界水堆的温度超临界水堆是一种高温高压反应堆，其工作介质为超临界水。
其温度通常在400℃以上，一般可以达到500℃甚至更高。
这是因为，超临界水的物理特性随温度的变化而变化，其密度与压力成正比，与温度成反比。
因此，温度的升高会导致超临界水的压缩，从而提高反应的效率。
2. 温度控制方案超临界水堆的温度控制是非常重要的，因为过高的温度会导致反应堆的失控。
因此，超临界水堆需要采取一系列的温度控制方案来确保其安全运行。
2.1 冷却系统超临界水堆通常采用强制循环的冷却系统来控制温度。
这种冷却系统由循环泵、换热器和冷却塔组成。
循环泵将超临界水从堆中抽出，经过换热器进行散热，然后再注入反应堆中。
冷却塔通过蒸发和冷凝来将余热散发出去。
通过循环冷却水，可以控制超临界水堆的温度。
2.2 控制系统超临界水堆还需要一个完善的控制系统来确保其温度控制。
这个控制系统包括计算机监控系统、回路控制系统和安全保护系统。
计算机监控系统可以实时监测反应堆的温度变化，回路控制系统可以根据监测到的温度变化来调整冷却水的流速和进出口压力，最终达到温度控制的目的。
安全保护系统可以在温度过高时自动切断反应堆的供电，保障反应堆的安全。
3. 温度控制的重要性超临界水堆的温度控制是非常重要的，过高的温度会导致反应堆的失控，从而引发严重的事故。
例如，日本福岛事故就是由于反应堆温度过高导致的。
因此，超临界水堆必须采取严格的温度控制方案来防止类似事故的发生。
总之，超临界水堆的温度控制是其安全运行的重要保证。
通过冷却系统和控制系统的配合，可以实现温度的精确控制。
我们需要不断完善温度控制方案，提高超临界水堆的安全性，推动核能技术的发展。
展望第四代核能系统之一超临界水冷堆——专访彭士禄院士
套．选定７＾种堆２作为第∞代括能系统优先研发对采．这其中就包括超＃界承冷推。近日．丰刊记者就＃
关目越专访Ｔ彭士禄皖±。
ｒ中目植电》：Ｇ１Ｆ是一个什＆
样曲组织ｖ
茸士棣：（：ｌｌ足。第口代■自：
镕《沧Ｅ１∞ｍ称．荛女全称≈
ＧｅＴｉｅｒａｔｌｏｎⅣＮｕｃｌｅａｒ
１ｆｌｔｅｒＮａｔ Ｊｏｎａｌ Ｅｎｅｒｇｙ
ｌ
９２５年１Ｉ凡±于广末海阜．１９：３６年毕韭于
艇Ｉｎ等的饭厦Ｊｎ唯装置，还把棱燃 抖循环也包括在内，组成完整的棱 瞧Ｗｍ系统。
ｇ联莫斯抖化工机械学院．１９５８年世毕十其斯科动女学院核动女专 Ⅲ骨任女机邯“部长幕巷ｉ杜＂、术电部“部长＾ｉ湾括电站甚 柑杯、秦＾二瑚齄电站首任董事长，现任中目枉ｉ业橐团套目抖拔商 Ｈ，兼任中目核学套＝誉理事长、枉动自学套理事＊ １９９４年自选＊ 中目Ｉ程院院士 骨获目牢科技进步特等＃ ±目科技＾套＊、目自 科工委荣誉凳１９９＾年获何※何“壮术料学莞
第ｉ步：系统示范．日Ⅱ建造中
等或较大规摸的示范最统来检验设 计．
∞Ｔ：反ｊⅢ堆压力容器的制造，堆ｍ 构件绝热材料柏研制．设备酱封材 料的研制，稳定性分析和控制等． 这甚都是要解执的问聒． （中目桔电》：请摆介绍一下 寝目在第四代枉胞糸兢研村上 曲进展情况。 彭士棘：应该说我国一直非常重
税第四代棱能呆统的研发工怍． 如．中幽娘子能科学研究院的中国
ｅａｄ—ｃｏｏｌｅｄ
Ｒｃａｃｔｏｒ）、气
ｃｏｏｌｅｄ ｆａｓｔ
±ｑ安生拉制，它的儿十辅助爱仝茉坑
完全可“利…我国引进的ＡＰｌ０００第 二代榱％镕的非能动技术。 其次．衄临界水吩堆采ｍ水柞 为世化剩和玲却刺．水是易取得和 便宜的物质．且茸化学物理性质清 楚．世Ｊ：＆＂Ｉ．超Ｉ瞄＊水冷堆在２５０ 十太气雎Ｆ工作．其出ｕ温度Ｕ选 ５００℃“上．所以可捋日帕压水雉
超临界水技术研究与应用
超临界水技术研究与应用超临界水是一种高温、高压和高密度的水，它的物理性质与常规水有很大不同。
在超临界水状态下，水的溶解性、反应活性和传质速率都会显著提高。
这种独特的性质使得超临界水技术在多个领域都有广泛的应用，包括化学反应、废物处理、能源转换等。
本文将介绍超临界水技术的研究和应用现状，并探讨其未来发展方向。
一、超临界水技术研究现状超临界水技术的研究始于20世纪60年代，最初是为了增加化学反应的速率和效率。
随着研究的深入，超临界水还被发现具有处理废物、转换能源等方面的应用潜力。
目前，超临界水技术已经成为了热点研究领域，并引起了学术界和产业界的广泛关注。
在化学反应领域，超临界水技术被广泛应用于有机合成、催化反应、生物质转化等方面。
相比于传统的溶剂反应，超临界水反应能够以更高的速度和效率完成反应，并且避免了有机溶剂的使用，减少了环境污染。
例如，超临界水中的糠醛可以通过核糖还原酶的作用被转化为高降解性的2,3-丁二醇，广泛应用于生物柴油的生产。
在废物处理领域，超临界水可以将固体废弃物转化为可燃气体和碳质基质，并达到高效率的能量回收。
以食品废弃物为例，将其在超临界水中处理可以将其转化为可燃气体，并得到高纯度的氮肥。
这种技术不仅可以解决固体废弃物的处理问题，还能够实现能源的回收利用。
在能源转换领域，超临界水技术被用于制备氢气、生产生物柴油、燃料电池等。
由于超临界水具有高压、高温的特点，可以促进生物质的分解和水解反应，从而实现生物质能的转化和利用。
例如，超临界水中的生物质可以通过水解制备出高浓度的乙醇，进一步转化为氢气和二氧化碳，用于燃料电池的发电。
二、超临界水技术应用现状超临界水技术在不同领域有着广泛的应用，包括化学、环境保护、能源等。
在化学领域，超临界水技术已经成为一种重要的有机合成方法。
超临界水的物理性质使得其中的溶剂能够促进反应速率和效率，从而降低了成本。
目前，已经有许多企业开始应用超临界水技术进行药物合成、化学品生产等工业化生产。
3.973计划2007年立项项目清单
973计划2007年立项项目清单项目编号项目名称项目首席项目第一承担单位2007CB108700 植物生殖发育与育性的分子基础及其在农业中的应用孙蒙祥武汉大学2007CB108800 作物特殊营养成分的代谢及其调控研究黄继荣中国科学院上海生命科学研究院2007CB108900 中国西部牧草、乡土草遗传及选育的基础研究南志标兰州大学2007CB109000 主要农作物杂种优势形成机理及利用途径研究孙其信中国农业大学2007CB109100 农业鼠害暴发成灾规律、预测及可持续控制的基础研究张知彬中国科学院动物研究所2007CB109200 农业转基因生物安全风险评价与控制基础研究彭于发中国农业科学院植物保护研究所2007CB109300 肥料减施增效与农田可持续利用基础研究何萍中国农业科学院农业资源与农业区划研究所2007CB209400 煤矿突水机理与防治基础理论研究缪协兴中国矿业大学2007CB209500 中低丰度天然气藏大面积成藏机理与有效开发的基础研究赵文智中国石油天然气股份有限公司勘探开发研究院2007CB209600 非均质油气藏地球物理探测的基础研究王尚旭中国石油大学（北京）2007CB209700 电动汽车用低成本、高密度蓄电（氢）体系基础科学问题研究马紫峰上海交通大学2007CB209800 超临界水堆关键科学问题的基础研究程旭上海交通大学2007CB209900 嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技术研究赵志祥中国原子能科学研究院2007CB210000 “均质压燃、低温燃烧”新一代内燃机燃烧技术的基础研究苏万华天津大学2007CB210100 燃气轮机的高性能热－功转换科学技术问题研究蒋洪德中国科学院工程热物理研究所黄伟光清华大学2007CB210200 生物质转化为高品位燃料的基础问题研究朱清时浙江大学教育部骆仲泱中国科学技术大学中国科学院2007CB210300 大规模非并网风电系统的基础研究顾为东南京航空航天大学2007CB310400 太赫兹重要辐射源、探测及应用的基础研究张怀武中国科学院上海微系统与信息技术研究所2007CB310500 微纳生物医学传感器及超敏感探测相关基础研究王太宏湖南大学2007CB310600 多域协同宽带无线通信基础研究陆建华清华大学2007CB310700 可测可控可管的IP网的基础研究孟洛明北京邮电大学2007CB310800 需求工程--对复杂系统的软件工程的基础研究李德毅武汉大学2007CB310900 计算系统虚拟化基础理论与方法研究金海华中科技大学2007CB311000 基于视觉认知的非结构化信息处理理论与关键技术徐宗本西安交通大学2007CB411300 中亚造山带大陆动力学过程与成矿作用肖文交新疆自然资源与生态环境研究中心2007CB411400 华南陆块陆内成矿作用:背景与过程胡瑞忠中国科学院地球化学研究所2007CB411500 我国冰冻圈动态过程及其对气候、水文和生态的影响机理与适应对策秦大河中国科学院寒区旱区环境与工程研究所2007CB411600 中国-喜马拉雅地区生物多样性演变和保护研究张亚平中国科学院昆明动物研究所2007CB411700 南海大陆边缘动力学及油气资源潜力李家彪国家海洋局第二海洋研究所2007CB411800 北太平洋副热带环流变异及其对我国近海动力环境的影响吴立新中国海洋大学2007CB511900 中国人口重大出生缺陷遗传和环境交互作用机理研究郑晓瑛北京大学2007CB512000 心力衰竭与恶性心律失常的防治基础研究杨宝峰哈尔滨医科大学2007CB512100 重大心脏疾病分子机理和干预策略的基础研究程和平北京大学2007CB512200 我国重要神经性致盲眼病的发病机制及防治研究葛坚中山大学2007CB512300 抑郁症和精神分裂症的基因与环境相互作用机理研究赵春杰东南大学2007CB512400 免疫识别、免疫调节与免疫相关性疾病发生和干预的基础研究曹雪涛中国人民解放军第二军医大学2007CB512500 基于临床的针麻镇痛的基础研究韩济生北京大学2007CB512600 中药药性理论相关基础问题研究王振国山东中医药大学2007CB512700 基于中医特色疗法的理论基础研究房敏上海中医药大学2007CB512800 乙型肝炎重症化的发病机制、临床预警和转归的基础研究王福生中国人民解放军第302医院2007CB512900 乙型肝炎重症化临床监测及防治的基础研究宁琴华中科技大学2007CB513000 肠道微生态与感染的基础研究项春生浙江大学2007CB513100 疟疾、血吸虫病防治的基础研究潘卫庆中国人民解放军第二军医大学2007CB613200 人工结构材料的能带设计、制备和效应的基础研究资剑复旦大学2007CB613300 光催化材料及其应用的基础研究邹志刚南京大学2007CB613400 硅基发光材料与光互连的基础研究杨德仁浙江大学2007CB613500 两性金属／黑色金属紧缺矿产资源高效清洁综合利用的基础研究刘会洲中国科学院过程工程研究所2007CB613600 战略有色金属难处理资源高效分离提取的科学基础陈启元中南大学2007CB613700 高性能镁合金加工与制备中的关键基础问题刘庆重庆大学2007CB613800 钛合金材料制备及加工的基础研究赵永庆西北有色金属研究院2007CB613900 高性能轻质非晶态合金若干关键基础问题研究张涛北京航空航天大学2007CB714000 全断面大型掘进装备设计制造中的基础科学问题杨华勇浙江大学2007CB714100 复杂条件下坝堤溃决机理与风险调控理论王光谦清华大学2007CB714200 城市工程的地震破坏与控制王自法中国地震局工程力学研究所2007CB714300 工业生物技术的过程科学基础研究谭天伟北京化工大学2007CB714400 陆表生态环境要素主被动遥感协同反演理论与方法李小文中国科学院遥感应用研究所2007CB714500 微流控学在化学和生物医学中的应用基础研究杨芃原复旦大学2007CB714600 大型风力机的空气动力学基础研究王同光南京航空航天大学2007CB714700 高速列车安全服役关键基础问题研究张卫华西南交通大学2007CB814800 非线性科学核心问题及其重要应用王炜南京大学2007CB814900 金融风险控制中的定量分析与计算彭实戈山东大学2007CB815000 放射性核束物理与核天体物理叶沿林北京大学2007CB815100 高能量密度物理中的若干前沿问题张杰中国科学院物理研究所2007CB815200 复杂体系的化学动力学研究杨学明中国科学院大连化学物理研究所2007CB815300 物质性能的分子设计与结构调控郑兰荪厦门大学2007CB815400 宇宙大尺度结构和星系形成与演化景益鹏中国科学院上海天文台2007CB815500 基于通信卫星的卫星导航系统的基础研究和理论探索施浒立中国科学院国家天文台2007CB815600 若干生命活动中矿化作用的环境响应机制研究鲁安怀北京大学2007CB815700 人工选择与基因组进化王文中国科学院昆明动物研究所2007CB815800 免疫系统起源的亿年超前追溯徐安龙中山大学2007CB815900 大洋碳循环与气候演变的热带驱动翦知湣同济大学2007CB816000 基于全球实时海洋观测计划（Argo）的上层海洋结构、变异及预测研究陈大可国家海洋局第二海洋研究所2007CB816100 大型强子对撞机实验CMS和ATLAS的物理研究陈和生（项目协调人）中国科学院高能物理研究所。
苏州热工研究院宣传册
苏州热工研究院宣传册（核电版）板块架构如下：一、 公司介绍：二、 组织机构：三、 人力资源：四、 研发平台和行业资质五、 科技研发与创新六、 科技服务七、 产业发展八、 国际交流公司介绍苏州热工研究院有限公司（以下简称“苏州热工研究院”）于2003年7月由原国家电力公司苏州热工研究所转制而成。
苏州热工研究院的前身是水利电力部苏州核电科学研究所，成立于1978年，其主要任务是跟踪、消化、吸收核电技术，为核电建设和生产运行服务。
苏州热工研究院目前注册资本金1.365亿元，员工四百多名，年产值3亿多元人民币，设有电站寿命管理研究中心、电站设备监理工程技术研究中心、环境保护与应急技术研究中心、核安全技术研究中心、电气及信息技术研究中心、热能动力技术研究中心、在役检查技术研究中心、教育与培训中心八个专业技术研究中心，拥有国家能源核电站寿命评价与管理技术研发（实验）中心、江苏省核电厂安全及可靠性工程技术研究中心、中广核设备制造工艺评定中心、南京新苏热电厂中试基地、江苏省企业院士工作站等技术研发平台和博士后科研工作站人才培养平台，装备了电站金属材料寿命评估实验中心、辐射环境实验室、电气设备老化实验室、性能监测与故障诊断实验室、反应堆安全分析独立验证平台。
经过三十多年的发展历程，通过对核电和火电技术的研究和广泛实践，苏州热工研究院造就了一支高素质的人才队伍，进入了国家核电科技创新体系，负责和参与了国家863、973核电重大科研项目、国家十一五科技支撑项目、国家自然科学基金项目、环保部和能源局重大专题的研究，涌现了一批又一批的科研成果和专利技术，承担了一大批包括国家核安全法规在内的国家核电标准的制订和修订任务，在核电领域具有了相当的知名度。
苏州热工研究院以提高核电机组的安全性、可靠性、经济性为目标，以解决我国核电工程建设、生产运营中的应用技术问题为己任，以共用技术能力建设为基础，以推进核电技术的自主创新为宗旨，努力打造成为国内领先、具有国际水平的核电技术研究院。
压水堆技术发展趋势概述
２０世纪物理学对人类社会发展产生了最重要影响的发明莫过于核能的利用。
１９３８年底德国科学家哈恩和斯特拉斯曼在用中子轰击铀原子核的实验中首次发现了核裂变现象。
核裂变可释放出巨大的能量——核能。
１９３９年春法国科学家约里奥・居里和意大利科学家费米先后证明，铀核在裂变过程中会放出２～３个中子，从而揭示了自持裂变链式反应的可能性。
１９４２年费米又在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。
但是核能的利用这柄双刃剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航母。
直到２０世纪５０年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。
１９５７年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座６０ ＭＷ希平港原型压水堆核电厂。
压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的３／４。
截至２００６年底，全世界３１个国家和地区共拥有运行核电机组４３５台，核电总发电量占全世界总发电量的１６％左右。
全世界已经积累了１３０００多堆．年的核电运行经验。
我国自主设计、建设的秦山３１０ ＭＷ机组，于１９９１年底首次并网发电，结束了大陆无核电的历史。
截至２００７年底，我国大陆有秦山一、二、三期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂、田湾核电厂共１１台核电机组投入商业运行，核电装机容量达９０６．８万千瓦。
我国也已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。
核裂变在释放热能的同时还产生大量的放射性裂变产物和活化产物。
鉴于反应堆停堆后会持续释出衰变热，堆芯如不能得到有效冷却，可能导致燃料组件和反应堆压力边界的损坏，甚至导致放射性压水堆技术发展趋势概述张禄庆（中国核工业集团公司，北京 １００８２２）［摘要］核安全是核电厂的头等大事，核电技术就是在吸取核电厂事故教训，对核安全监管当局对技术进行评审时提出的要求，不断研发改进而发展起来的。
超临界水冷堆技术研发概况及其关键问题
２１ 年 ｌ ０１ ２月
南华大学学报 （ 自然 科 学 版 ） Ｊｕ ａ ｎｖｒｉ ｆ ｏ ｔ ｈｎ （ ｃ ｎｅａｄＴ ｃｎｌ￣） ｏｒ ｌ ｆ ｉｅ ｔ ｏ ＳｕｈＣ ｉａ Ｓｉ ｃ ｕ ｅｈ ｏ ｎ ｏＵ ｓｙ ｅ ｏ
Ｖ０． ５ Ｎｏ ４ １２ ．
Ｄｅ ’ ０ｌ１ ｃ２
文章编号 ：６ ３— ０ ２ ２ １ ）４— ０ — ８ １７ ０ ６ （０ １０ ０ １ ０
超 临 界 水 冷 堆 技 术 研 发 概 况 及 其 关 键 问题
罗 琦 黄彦平 李永亮 王俊峰 黄志 刚 ， ， ， ，
（． １ 中国核动力研究设计 院 ， 四川 成都 ６ ０４ ；． １０ １２ 中国核动力研究设计 院中核 核反应堆 热工水力 技术重点实验室 ， 四川 成都 ６ ０４ ） １０ １
Ａｂｓｒ ｃ Ｔｈ ｅ ｅ ａ ｏ ｅ ｔ ｂ ｓｃ ｐ ｎｃｐ ｅ，ｎｈ ｒ ｎ ｈ ａ ｔｒｓｉ ｓ ａ ｄ ａ ｖ ｎ ａ ｃ ｎｃ ｐ ， ａ ｉ ｒ ｉ ｌ ｉ ｅ ｅ ｔｃ ａ ｃｅ ｉｔ ｎ ｄ ａ ｔｇ ｓｏ ｉ ｒ ｃ
技术研发 牵头单位 中国核 动力研 究设 计 院在 超 临界 水冷堆研 发 方 面的技 术发展概 况 ，
并在此基 础上提 出了下一步的研发 内容及 需要针 对开展 的关键技 术攻 关工作 ． 关键 词 ： 临界 水 冷堆 ； 术研 发 ； 超 技 关键 问题 ； 综述
中图分类 号 ： Ｉ ２ 。 ＴＡ １ ｌ 文 献标识 码 ： Ａ
ｄ ｍｅ ｔ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔ ｎ ｅ ｓ ｔ ｅ ｇ ｎ ｒ ｌ ｓ ｕ ｔ ｎ ｏ ｅ ｈ ｏｏ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔ ａ ｏ ｔ ｏ ｓｉ ａ ｄ ｄ ｖ ｌｐ ｎ ｅ ｄ ， ｈ ｅ ｅ ａ ｉ ａ ｉ ｆ ｔｃ ｎ ｌ ｇ ｄ ｖ ｌｐ ｎ ｂ ｕ ｃ ｔ ｏ ｙ Ｓ Ｗ Ｒ ｉ Ｉ ｗｈ ｃ ｓｔ ｅ ｌ ａ ｉ ｇ ｒ ｓ ａ ｃ ｎ ｔ ｕ ｅ ｉ ｈ ｓｆ ｌ ｎ Ｃ ｉ ａ ｉ ｄ ｓ ｒ ｅ ． Ｃ ｎ ＮＰ Ｃ， ｉｈ ｉ ｈ ｅ ｄ ｎ ｅ ｅ ｒ ｈ ｉ ｓ ｔ ｔ ｎ ｔ ｉ ｅｄ ｉ ｈ ｎ ，ｓ ｅ ｃｉ ｄ ｉ ｉ ｂ
超临界水冷堆技术研发概况及其关键问题
超临界水冷堆技术研发概况及其关键问题罗琦;黄彦平;李永亮;王俊峰;黄志刚【摘要】The general concept, basic principle, inherent characteristics and advantages of supercritical water-cooled reactor （SCWR） have been reviewed in this paper, and the research and development improvement and future trends of SCWR have been analyzed comprehensively, and the key technologies and issues in industrial applications from an engineering point of view are resolved in this paper. Combined with the technical status of the domestic and development needs, the general situation of technology development about SCWR in NPIC, which is the leading research institute in this field in China,is described. Based on the above, the research and development contents in next step and the key work of making breakthrough in the important technical aspects are proposed in this paper.%本文介绍了超临界水冷堆的概念、基本原理、固有特点及优势,综合分析了超临界水冷堆的国际研发现状及未来发展趋势,从工程研发的角度分解了超临界水冷堆工业应用的关键技术及问题.结合国内的技术现状及发展需求,介绍了中国超临界水冷堆技术研发牵头单位中国核动力研究设计院在超临界水冷堆研发方面的技术发展概况,并在此基础上提出了下一步的研发内容及需要针对开展的关键技术攻关工作.【期刊名称】《南华大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2011(025)004【总页数】8页(P1-8)【关键词】超临界水冷堆;技术研发;关键问题;综述【作者】罗琦;黄彦平;李永亮;王俊峰;黄志刚【作者单位】中国核动力研究设计院,四川成都610041;中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室,四川成都610041【正文语种】中文【中图分类】TL421.1核能作为可大规模发展的高效清洁能源将在我国可持续发展战略中发挥重要作用.目前，在役的核电站主要采用一代、二代和二代改进型压水堆技术，随着第三代核电系统开始进入建设阶段，追求更高安全性、经济性，更少废物排放和可有效抑制核扩散的第四代先进核能系统的研究工作已逐渐成为世界各核电强国的研发热点.在第四代核能系统国际论坛(GIF)确定的六种最具研发前景的候选堆型中，超临界水冷堆(SCWR)是唯一的轻水冷却型反应堆［1-2］.超临界水冷堆运行在水的热力学临界点(374℃，22.1 MPa)之上，国际专家普遍认为其具有机组热效率高、系统简化、机组功率大型化、技术继承性好、核燃料利用率高等突出优点［3-4］，特别是作为以压水堆为主力堆型的中国，进行超临界水堆工业应用的技术研发是实现中国核电应用长远可持续发展目标的技术保证之一. 我国从2004年开始对超临界水冷堆技术给予了持续的关注.在相关政府部门的大力倡导与项目资助下，由中国核动力研究设计院(NPIC)牵头，广泛联合国内相关高校、科研院所开展的超临界水冷堆技术研发项目目前正处于概念设计及关键基础技术攻关阶段，获得了大量阶段性研究成果，为我国超临界水冷堆工业应用的顺利实施提供了重要的技术基础.1 SCWR国际研发现状及趋势早在上世纪50年代，美国和前苏联就提出了超临界流体反应堆的概念，并随后开展了相应的探索性研究，但受限于当时的技术条件和工业基础暂时搁置.直到上世纪90年代，随着能源及环境问题的急剧凸显，高效安全的先进核能系统成为缓解这些问题的重要途径之一，超临界水冷堆以其固有的技术优势受到世界各国的广泛关注.以此为背景，国际上针对超临界水冷堆开展了大量的预概念设计及基础研究方面的工作.综合来看，目前国际上提出的超临界水冷堆概念在堆本体结构特征方面主要包括压力容器式(PV)和压力管式(PT)两种，提出了快谱、热谱和混合谱三种中子能谱的堆芯结构，反应堆均采用直接循环模式，但堆芯冷却剂流程分为单流程、双流程和三流程，三种不同的堆芯冷却剂流程是基于不同的应用考虑而提出并具有各自的技术特点［5-8］.1.1 美国SCWR研发概况美国在上世纪50年代提出超临界水冷堆概念，西屋公司随后开展了超临界直接循环压力管式反应堆的研发，但受限于当时的技术水平及工业基础而被迫放弃.直到90年代末，在美国能源部的资助下，美国相关科研机构开展了压力容器式超临界水冷堆预概念、物理、热工、材料等方面的关键基础科学问题的研究，并在随后由美国爱达荷国家实验室牵头，联合相关高校和研究机构开展了超临界水冷堆工业应用的技术研发工作.但由于能源战略及核能发展技术路线的调整，美国目前已终止了超临界水冷堆的研发工作，转向超高温气冷堆的技术研发［9］.美国提出的超临界水冷堆采用压力容器式堆芯结构，中子能谱设计为热谱，以轻水同时作为冷却剂和慢化剂，并采用冷却剂单流程逆向流动的直接循环模式，以低富集度的氧化铀为堆芯燃料，堆芯总体结构如图1所示［10］.其总体设计参数如下:堆芯热功率3 575 MW，电功率1 600 MW，循环热效率44.8%;堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为280℃和500℃，总质量流量1 843 kg/s，整体直径3.93 m，设计的包壳最高温度620℃，最大线功率19.2 kW/m.针对以上方案，美国研究机构开展了堆芯及燃料组件设计方面的研究工作，完成了堆芯参数的设计，提出了堆芯设计需满足包壳温度限值、线功率密度和热流密度限值、冷却剂负反应性系数的三大准则;提出了带水棒通道的25×25正方形排列的燃料组件结构，完成了燃料组件参数的设计，其燃料组件结构示意图如图2所示. 1.2 欧盟SCWR研发概况从2000年开始，欧盟委员会资助相关科研机构开展了欧洲高性能轻水堆(HPLWR)第一阶段和第二阶段的研究任务，在第一阶段主要进行了HPLWR的预概念设计和可行性研究，以此为基础开展的第二阶段研究主要针对超临界运行压力下HPLWR的关键科学问题和技术可行性论证.通过前两阶段的研究结果，欧盟基本确认了HPLWR概念的可行性，并于2010年联合中国开展了为期三年的基于捷克LVR-15研究堆的超临界水燃料性能实验水回路的设计工作，以此进一步解决超临界水冷堆工业应用的关键基础技术问题.图1 美国SCWR堆芯结构示意图Fig.1 The core structure diagram of SCWR of USA concept图2 美国SCWR燃料组件结构示意图Fig.2 The fuel assembly diagram of SCWR of USA concept欧盟的高性能轻水堆采用压力容器式堆芯结构，中子能谱设计为热谱，以轻水同时作为冷却剂和慢化剂，采用3流程的冷却剂直接循环模式，堆芯总体结构如图3所示［11］.其总体设计参数如下:堆芯热功率2 246 MW，电功率1 000 MW，循环热效率45%;堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为280℃和500℃，总质量流量1 160 kg/s，整体直径3.77 m，设计的包壳最高温度625℃，最大线功率39 kW/m.针对该设计方案，欧盟相关研究机构开展了堆芯及燃料组件设计方面的研究工作［12］，完成了堆芯结构参数以及冷却剂3流程的运行参数设计，提出了带水棒通道的7×7正方形排列的燃料组件结构，其结构示意图如图4所示.燃料组件由40个燃料棒组成，中间9个燃料棒区域由一个外边长26.88 mm的慢化剂水棒通道代替，燃料棒外径8 mm，棒间距9.44 mm，组件的间距82.52 mm、外边长72.52 mm、外边圆角半径6.44 mm、壁厚2.5 mm，绕丝直径1.34 mm.欧盟相关研究机构针对上述设计结果，以典型单通道或子通道为研究对象，开展了大量的CFD计算与分析工作.图3 欧盟HPLWR堆芯结构示意图Fig.3 The core structure diagram of HPLWR of EU图4 欧盟HPLWR燃料组件结构示意图Fig.4 The fuel assembly diagram of HPLWR of EU1.3 日本SCWR研发概况日本东京大学在1989年开始了SCWR的概念研究.随后，东京电力公司(TEPCO)联合三菱重工、日立公司和东芝公司等三家日本轻水堆电厂制造商，对东京大学提出的SCWR概念进行了可行性研究，认为该概念设计技术上可行，经济上的可行性很大程度上取决于出口的冷却剂温度［13］.为进一步改进上述概念以使超临界水冷堆更具吸引力，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下的水化学、辐照损伤和传热恶化等现象进行了研究.随后，日本于2000年在全国范围内启动了“超临界水堆实用化相关技术研究”的第一个五年计划项目，于2002年启动了“辐射场下超临界压力水的水化学基础研发计划”项目，并在第一个五年计划中材料研究的基础上于2004年启动了“超临界水冷堆材料研发”的第二阶段项目.目前，日本形成了两大研发团队，一个是由东京大学牵头，开展与“快中子谱”超临界水冷堆相关的研究工作，另一个由东芝公司领头，主要从事与“热中子谱”超临界水冷堆相关的研究工作［14］.日本目前提出的超临界水冷堆采用压力容器式堆芯结构，中子能谱设计为热谱，以轻水同时作为冷却剂和慢化剂，并将燃料组件分为了内部和外围两个区域，采用2流程的冷却剂直接循环模式，冷却剂先自上而下流过外围燃料组件，再自下而上流过内部燃料组件，堆芯总体结构如图5所示，冷却剂流程如图6所示［15］.其总体设计参数如下:堆芯热功率2 740 MW，电功率1 217 MW，循环热效率44.4%;堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为280℃和530℃，总质量流量1 342 kg/s，整体直径3.7 m，设计的包壳最高温度650℃，最大线功率39 kW/m.图5 日本SCWR堆芯结构示意图Fig.5 The core structure diagram of SCWRof Japan图6 日本SCWR堆芯冷却剂流程示意图Fig.6 The coolant flow diagram in core of SCWR of Japan针对该设计方案，日本相关研究机构开展了堆芯及燃料组件设计方面的研究工作，完成了堆芯参数的设计，提出了热谱堆芯设计需满足包壳温度限值、线功率限值、水棒慢化剂温度限值、停堆深度限值、冷却剂负反应性空泡系数的设计准则.日本SCWR的燃料组件结构如图7所示，在该结构中，燃料棒采用正方形排列，棒间的窄缝设计使冷却剂保持高流速，水棒壁面采用绝热设计，组件内部及边角处设置多个水棒，并在不同的位置设置两种不同的燃料棒［16］.上述设计的主要目的是为了实现堆芯功率分布及整体热工性能的优化.图7 日本SCWR燃料组件结构示意图Fig.7 The fuel assembly diagram ofSCWR of Japan1.4 加拿大SCWR研发概况加拿大基于本国成熟的压力管式压水反应堆技术提出了压力管式超临界水冷反应堆，相关研究工作由加拿大原子能公司(AECL)牵头，联合多所高校和研究机构共同开展.加拿大目前已开展了先进燃料通道实验、物理计算、超临界流体热工水力实验、燃料棒束设计及相关程序开发等方面的研究工作，并于2011年3月完成了系统的预概念设计.加拿大AECL提出了CANDU紧凑式超临界水冷堆设计方案，该方案将反应堆、主泵、安注箱、汽轮机等设备设置于安全壳中，安全壳外设置制氢、热利用、饮用水等联产系统.同时，AECL完成了反应堆系统主要参数的设计［17-18］，结果如下:堆芯热功率2 540 MW，循环热效率48%;堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为350℃和625℃，总质量流量1 350 kg/s，活性燃料长度为5 m.在CANDU紧凑式超临界水冷堆设计方案中提出了加压慢化剂的设计概念，强化了非能动安全设计，采用垂直燃料通道，并基于常规CANDU堆燃料结构(如图8)设计了高效燃料通道(High efficiency channel)方案和再进式燃料通道(Reentrant channel)方案，再进式燃料通道结构如图9所示.图8 常规CANDU堆燃料结构示意图Fig.8 The conventional fuel structure diagram of CANDU图9 再进式燃料通道结构示意图Fig.9 The re-entrant channel structure diagram1.5 国际SCWR研发概况小结除美国、欧盟、日本、加拿大以外，俄罗斯、韩国等国际主要核电大国也都开展了超临界水冷堆概念的研究，初步完成了各自的概念设计.近年来国际上提出的超临界水冷堆设计方案汇总如表1所示.综合来看，世界各核能大国均对超临界水冷堆表现出持续的关注，投入了大量的人力、物力与财力用于超临界水冷堆的研发，并获得了大量的研究成果.在近年来，世界各国也越来越注重国际间的技术合作，通过技术互补的方式共同开展超临界水冷堆的研发，以此在最大化保证研究质量的同时降低投入成本，实现世界各国超临界水冷堆技术的共同快速进步.表1 国际SCWR方案设计汇总表Table 1 Summary of SCWR design results in the world注:数据来自《超临界水冷堆技术发展调研报告》(中国核动力研究设计院内部资料).方案代号 SCLWR-H HPLWR SCWR SCWR SCWCANDU KP-SKD SCFBR-H ChUWFR国家日本欧盟美国韩国加拿大俄罗斯日本欧盟俄罗斯参考文献 Yamaji等2004年Gabaraev等2003年堆结构形式 RPV RPV RPV RPV PT PT RPV RPV PT中子能谱热谱热谱热谱热谱热谱热谱快谱快谱快谱堆芯热/电功率/MW 2740/1217 2188/1000 3575/1600 3846/1700 2540/1140 1960/850 3893/1728 2500/ 2800/1200效率/% 44.4 44.0 44.8 44.0 45.0 42 44.4 — 43压力/MPa 25 25 25 25 25 25 25 — 25入口/出口温度/℃ 280/530 280/500 280/500 280/508 350/625 270/545 280/526 300/500 400/550流量/(kg·s-1) 1342 1160 1843 1862 1320 922 1694 ——堆芯高度/直径/m4.2/3.7 4.2/— 4.3/3.9 3.6/3.8 —/4.05.0/6.45 3.2/3.3 2.16/2.16 3.5/11.4燃料类型 UO2 UO2/MOX UO2 UO2 UO2/Th UO2 MOX MOX MOX包壳材料 Ni 基合金 ss Ni基合金 ss Ni基合金 ss Ni基合金— ss燃料组件数/个 121 121 145 157 300 653 419 — 1 585燃料组件流量/(kg·s-1) 11.1 9.6 12.7 11.9 4.4 1.4 4.1 ——燃料棒数/根 300 216 300 284 43 18 — 6 580 18燃料棒直径/mm 10.2 8.0 10.2 8.2 11.5 10.77.6 7.52 12.8棒栅距/mm 11.2 9.5 11.2 9.5 13.5 —8.66 8.02 —包壳温度/℃ 650 <620 — 620 <850 700 620 620 650慢化剂H2O H2O H2O ZrH2 D2O D2O Squarer等2003年McDonald 2005年Bae 等2004年Bushby等2000年Kutznetsov等2004年Oka等2000年Marsault等2004年———2 SCWR研发的关键技术及问题2.1 系统设计技术SCWR存在运行压力高、堆芯进口冷却剂温度高且进出口温差大、冷却剂出口流速高且密度低等特点，这些特点使得超临界水冷堆系统的设计需要满足更高的要求，同时相比于传统压水堆，需要突破更多的系统设计关键技术，包括:1)全周期的核热耦合分析2)高标准的制造工艺要求3)堆芯的冷却剂流程设计4)主系统和安全系统的可靠设计5)控制棒的运作模式设计6)反应堆运行启动方式2.2 材料技术SCWR燃料包壳及堆内构件的工作温度高且温度跨距大、水力负荷大、中子辐照强，服役环境恶劣，其中包壳的厚度较薄，这使得包壳材料在所有SCWR材料中性能要求最为苛刻，但目前还缺乏对SCWR工况下材料使役性能的认识.因此，需要突破SCWR服役工况下燃料包壳及堆内构件材料的关键技术包括:1)材料的使役行为研究2)材料的环境相容性评价2.3 水化学技术超临界水跨越拟临界线的过程中，其溶解度等水化学特性会发生明显改变.在辐照条件下超临界流体的水化学特性及其对材料腐蚀性能的影响以及腐蚀产物的稳定性和迁移行为等方面目前都还缺乏足够的认识.因此，水化学研究需要突破的关键技术包括:1)超临界条件下的模拟辐照实验技术2)超临界条件下的腐蚀实验技术3)超临界条件下的水化学在线监测技术2.4 热工水力技术SCWR运行参数的大幅提高使得冷却剂处于超高温高压的状态，造成热工水力实验技术上存在较大难度.同时，局部剧烈的物性变化与复杂的冷却剂流程和通道结构相结合，造成堆芯的流动传热特性十分复杂，并形成强烈的核热耦合反馈.因此，热工水力特性研究需要解决的关键技术包括:1)堆芯流动传热特性研究2)堆芯流动不稳定性研究3)超临界条件下临界流特性研究4)专设安全设施单项及综合性能验证5)系统非核综合性能验证3 NPIC的SCWR研究概况NPIC创建于1965年，已有着40余年的核反应堆工程研发经历，是中国集反应堆工程研究、设计、实验与运行的综合研究设计院.从2004年开始，NPIC开始了SCWR的技术跟踪，并于2005年正式启动了SCWR技术研发.目前已开展了SCWR的预概念设计，提出了我国工业级SCWR研发的全周期计划及阶段性研究计划的具体研究内容.2009年，在中国核工业集团公司的资助下，NPIC建成了超临界热工水力实验装置，以此为平台开展了相关的热工水力实验.目前，NPIC以反应堆设计技术实验室、核反应堆热工水力技术实验室、核燃料及材料实验室等三个重点实验室为支撑，在系统设计、材料研究、水化学分析、热工水力研究等方面形成了一支由60余人组成的反应堆研发经验丰富、年龄结构合理、多学科交叉的研发团队，并正在进一步完善研发必需的实验装置和设计分析工具.NPIC提出的超临界水冷堆采用压力容器式堆芯结构，中子能谱设计为热谱，以轻水同时作为冷却剂和慢化剂，燃料组件采用带水棒的正方形排列方式.其总体设计参数如下:堆芯热功率2 700 MW，电功率1 200 MW，循环热效率44%;堆芯的运行压力25 MPa，进出口温度分别为280℃和500℃，总质量流量1 300 kg/s，整体直径3.7 m，设计的包壳最高温度620℃，最大线功率39 kW/m.基于该设计方案，NPIC已完成了候选材料在500～600℃下的均匀腐蚀和应力腐蚀以及辐照稳定性的初步研究、超临界水化学实验设施的建设、6 mm和4 mm直径圆管通道内的热工水力特性实验研究等方面的研究内容，并制定了下一步的研究计划.为了超临界水冷堆工程设计的需要，建设了新的更大规模的实验台架，以开展棒束等复杂通道内的超临界水热工水力实验研究，为超临界水冷堆的工业设计提供更直接有效的数据.另外还在新的试验堆中建设了超临界水回路，为相关堆内辐照考验实验打下了基础.基于已有的实验和计算程序，NPIC还开展了适用于超临界水堆条件下的程序研发工作，包括用于超临界水冷堆设计所需的系统程序和子通道程序研发.根据NPIC对超临界水冷堆的研发规划，预计在2020年启动SCWR工程示范堆的建设.4 结束语我国的超临界水冷堆研发工作相对发达国家起步略晚，但在相关政府部门的大力支持下，通过近几年的不断追赶，目前我国超临界水冷堆的研发工作已基本与国际同步.为进一步实现我国的超临界水冷堆技术研发处于国际领先地位，深化国际间技术合作，以我为主全面开展超临界水冷堆系统设计、材料、水化学、热工水力、安全分析等方面的研究工作并形成技术的交叉与融合是实现这一目标的重要技术途径，也是我国超临界水冷堆技术研发下一阶段研究的重要内容.参考文献:［1］Pioro I L，Duffey R B.Experimental heat transfer in supercritical waterflowing inside channels(survey)［J］.Nuclear Engineering and Design，2005，235:2407-2430.［2］程旭，刘晓晶.超临界水冷堆国内外研发现状与趋势［J］.原子能科学技术，2008，42(2):167-172.［3］Pioro I L，Duffey R B.Heat transfer and hydraulic resistance at supercritical pressures in power-engineering applications［M］.New York:ASME，2007.［4］Oka Y，Koshizuka S.Supercritical-pressure，Once-through cycle light water cooled reactor concept［J］.Journal of nuclear science and technology，2001，38(12):1081-1089.［5］Jaewoon Yoo，Yuki Ishiwatari，Yoshiaki Oka，et al.Conceptual design of compact supercritical water-cooled fast reactor with thermal hydraulic coupling［J］.Annals of Nuclear Energy，2006(33):945-956. ［6］Romney Duffey，Igor Pioro，Hussam Khartabil.Supercritical water-cooled pressure channel nuclear reactors:review and status［C］//Proceedings of GLOBAL 2005，Tsukuba，Japan，2005.［7］Baranaev Yu D，Kirillov P L，Poplavskii V M，et al.Supercritical-pressure water nuclear reactors［J］.Atomic Energy，2004，96(4):345-351. ［8］Xu Cheng，Xiao-jing Liu，Yan-hua Yang.A mixed core for supercritical water-cooled reactors［J］.Nuclear engineering and technology，2007，40(2):117-126.［9］Georgi Tsiklauri，Robert Talbert，Bruce Schmitt.Supercritical steam cycle for nuclear power plant［J］.Nuclear Engineering and Design，2005，235:1651-1664.［10］Buongiorno J，MacDonald P E.Supercritical WaterReactor(SCWR)Progress Report for the FY-03 Generation-IV R＆D Activities for the Development of the SCWR in the U.S.［R］.［s.l.］:［s.n.］INEEL/EXT-03-01210，2003.［11］Schulenberg T，Starflinger J.European research project on the high performance light water reactor［C］//4th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors.Germany:Heidelberg，2009，March:54.［12］Squarer D，Schulenberg T，Struwe D，et al.High performance light water reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，2003，221:167-180. ［13］Yamaji A，Kamei K，Oka Y，et al.Improved core design of the high temperature supercritical-pressure light water reactor［J］.Annals of Nuclear Energy，2005，32:651-670.［14］Yuki Ishiwatari，Yoshiaki Oka，Katsumi Yamada.Japanese R＆D projects on pressure-vessel type SCWR［C］//4th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors.Germany:Heidelberg，2009，March:73.［15］Katsumi Yamada，Yoshiaki Oka.Research and development of supercritical water-cooled reactor(SCWR)in Japan［C］//Proceedings of GLOBAL 2005，Tsukuba，Japan，2005.［16］Dobashi K，Kimura A，Oka Y，et al.Conceptual design of a high temperature power reactor cooled and moderated by supercritical light water［J］.Ann.Nucl.Energy，1998，25(8):487-505.［17］Romney Duffey，Igor Pioro，Hussam Khartabil.Supercritical water-cooled pressure channel nuclear reactors:review and status［C］//Proceedings of GLOBAL 2005，Tsukuba，Japan，2005.［18］Boyle K P，Brady D，Guzonas D，et al.CANADA'S generation iv national program – overview［C］//4th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors.Heidelberg，Germany，2009.。