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
Ｒｅ ｉｗｓｏ ｖｅ ｎ Ｒ＆Ｄ ｍｐ ｏ ｅ ｅ ｔ ｎ ｙ Ｉ ｓ ｅ ｆ Ｉ ｒ ｖ ｍ ｎ ｓａ ｄ Ｋｅ ｓｕ ｓｏ Ｓ ｐ ｒ ｒｔ ａ ａ ｅ ・ ｏ ｌｄ Ｒｅ ｃｏ ｕ ｅ ｃ ｉ ｃ ｌＷ ｔ ｒ ｃ ｏｅ ａ ｔ ｒ ｉ
Ｌ ＨＵ ＮＧ ｎｐｎ Ｌ ｏ ｇｌ ｎ ＷＡＮ Ｊ ｎ ｆｎ ＨＵ ＵＯ Ｑｉ， Ａ Ｙａ ．ｉｇ ， ＩＹ ｎ －ａ ｇ ， ｉ Ｇ ｕ ． ｇ ， ＡＮＧ Ｚ ｉ ａ ｇ ｅ ｈ— ｎ ｇ
ｐ ｅ ｅ ｓｖ ｌ ，ｎ ｈ ｅ ｅ ｈ ｏｏ ｉｓａ ｄ ｉｓ ｅ ｎ ｉｄ ｓ ａ ａ ｐｉａｉｎ ｒｍ ｎ ｅ ｇ－ ｒｈ ｎ ｉｅｙ ａ ｄｔｅ ｋ ｙｔｃ ｎ ｌｇｅ ｎ ｓｕ ｓｉ ｎ ｕ ｔ ｌ ｐ ｌ ｔ ｓｆ ｉ ｒ ｃ ｏ ｏ ａ ｎ ｉ
ｎ ｅ ｉ ｏ ｎ ｆｖ ｅ ａ ｅ ｒ ｓ ｌｅ ｎ ｔｉ ａ ｅ ． ｍｂｉ ｅ ｔ ｈ ｅ ｈ ｉａ ｔ ｔ ｆｔ ｅ ｅ ｒｎｇ ｐ ｉ ｔｏ ｉｗ ｒ ｅ ｏ ｖ ｄ ｉ ｈ ｓ ｐ ｐ ｒ Ｃｏ ｎ ｄ ｗｉｈ ｔ ｅ ｔｃ ｎ ｃ ｌｓａｕｓｏ ｈ
Ｔ ｅ ｌ ｙ ｒｕｉ ｅｈ ｏ ｇ ， ｕ ｌ ｒＰ ｗ ｒ ｎｔｕｅｏ ｈｎ ， ｈ ｎ ｄ Ｓｃｕ ｎ６ ０ ４ ，ｈｎ ） ｈ ｒ ｄａ ｌ ｓ ｃｎ ｌ ｙ Ｎ ｃｅ ｏ ｅ ｓｔｔ ｆ ｉａ Ｃ ｅ ｇｕ，ｉ ａ １０ １ Ｃ ｉａ ｍａ Ｈ ｃＴ ｏ ａ Ｉ ｉ Ｃ ｈ
摘
要： 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 ， 工程 研发 的 角度分 解 了超 临界 水冷 堆 工 从
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， 绍 了中国超 临界 水冷堆 介
Ｂａ ｅ ｎ ｔ ｅ ａ ｏ ｅ，ｈ ｅ ｅ ｒ ｈ ａ ｄ ｄ ｖ ｌ ｐ ｎ ｏ ｔｎ ｓ ｉ ｅ ｔｓｅ ｎ ｈ ｅ ｒ ｓ ｄ ｏ ｈ ｂ ｖ ｔ ｅ ｒ ｓ ａ ｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔｃ ｎ ｅ ｔ ｎ ｎ ｘ ｔ ｐ ａ ｄ ｔ ｅ ｋ ｙ ｗｏ ｋ ｏ ｋｉ ｒ ａ ｈ ｏ ｈ ｉ ｈｅ ｉ ｏ ｔ ｎ ｅ ｈ ｃ ｌａ ｐｅ ｔ ｒ ｏ ｏ ｅ ｎ ｔ ｉ ｐ ｒ ｆｍａ ｎｇ ｂ ｅ ｋｔｒ ｕｇ ｎ ｔ ｍｐ ｒａ ｔｔ ｃ ｎｉａ ｓ ｃ ｓａ ｅ ｐｒ ｐ ｓ ｄ ｉ ｈ ｓｐａ ｅ ． ｋｅ ｒ ｓ：ｕ ｅ ｃ ｉ ｃ ｔ ｒｃ ｏｅ ｅ ｃ ｏ ；ｅ ｅ ｒ ｈ ａ ｄ ｄ ｖ ｌ ｐ ｎ ； ｙ ｉｓ ｅ ；ｅ ｉ ｗ ｙ ｗｏ ｄ ｓ ｐ ｒ ｒｔ ａ ｗａｅ — ｏ ｌｄ ｒ ａ ｔｒ ｒ ｓ ａｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔ ｋｅ ｓｕ ｓ ｒｖ ｅ ｉｌ
（ ． ｕ ｌａ Ｐ ｗ ｒＩｓ ｔ ｅｏ Ｃ ｉａ Ｃ ｅｇ ｕ Ｓｃｕ ｎ６ ０ ４ ， ｈｎ ；． Ｎ Ｃ Ｋ ｙＬ ｂ ｒｔ ｙｏ ｅｃ ｒ １ Ｎ ｃ ｒ ｏ ｅ ｔｕ ｆ ｈｎ ， ｈｎ ｄ ，ｉ ａ １ ０ １ Ｃ ｉａ ２ Ｃ Ｎ ｅ ａｏａｏ ｎ Ｒ ａｔ ｅ ｎ ｉｔ ｈ ｒ ｏ
ｓｐ ｒｒｉ ｌ ａ ｒｃｏ ｄｒ ｃ ｒ（ Ｃ ｕ ｅｃｉｃ ｔ ．ｏｌ ｅ ｔ Ｓ ＷＲ）ｈ ｖ ｅｎｒｖｅ ｅ ｉ ｐ ｐｒ ａｄ ｔｅｒ－ ｔａ ｗ ｅ ｅ ａｏ ａｅｂ ｅ ｅｉ ｄ ｉ ｔ ｓ ａ ｅ ，ｎ ｅ ｗ ｎｈ ｈ
ｓ ａ ｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔ ｍｐ ｏ ｅ ｎ ｎ ｕ ｕ ｅ ｔｅ ｄ ｆ ＣＷ Ｒ ｈ ｖ ｅ ｎ ａ ａ ｙ ｅ ｏ ｅ ｒ ｈ ａ ｄ ｄ ｖ ｌ ｐ ｎ ｒ ｖ ｍｅ ｔａ ｄ ｆ ｔ ｒ ｒ ｎ ｓ ｏ ｉ Ｓ ａ ｅ ｂ ｅ ｎ ｌ ｚ ｄ ｃ ｍ－
超临界水冷反应堆
超临界水冷式反应堆 • 正如图中所显示的，超临界水冷式反应堆 SCWR的常规岛和被动式安全功能 和BWR相类似，但是却简单得多，因为冷却剂在核反应堆中并没有相变的阶 段。超临界水直接驱动涡轮机，故它没有任何二次蒸汽系统。日本处于领先 的地位，正在进行的一项国际努力，目的是要解决最紧迫的材料和系统设计 的不确定性等问题，需要证明超临界水冷式反应堆SCWR的技术的可行性。
• 超临界水冷反应堆系统SCWR
SCWR 是在水的热力学临界点37422.1MPa 或705F 3208psia 以上运行的高温高压水冷反 应堆超临界水冷却的热效率比目前轻水反应堆高出1/3 同时也简化了核电厂配套子项。
•
•
由于冷却剂在反应堆中不发生相变且直接与能源转化设备耦合所以核电厂配套子项大为简化该系统 为1700MWe 且在25MPa 压力下运行反应堆出口温度为510 ℃并有可能提高到550 ℃燃料采用 氧化铀燃料与那些简化的沸水反应堆相似SCWR 系统也引入了非能动安全性。 SCWR 系统主要是为高效发电设计的在堆芯设计的两个选择方案中提供了一种管理锕系元素方 案SCWR 有一个热或快中子能谱因此该系统提供了两种燃料循环选择第一种是具有热中子能谱反 应堆的开放循环第二种是具有快中子能谱反应堆的闭合循环以及在中心区域基于先进水处理系统的 全部锕系元素再循环。
5、超临界水冷反应堆和节省铀资源
•
谢谢！
2、超临界火电机组已是被广泛采用的成熟技术 20世纪60年代到70年代，人们从超临界水的特点进而 认识到超临界循环比亚临界循环的效率更高时，发达国家 的电力公司利用这一技术大力兴建发电厂。粗略统计，目 前全世界有多余520台超临界机组在运行。 典型的亚临界火电厂应用的蒸汽参数条件为17MPa／ 556 OC／556 OC；多 数超临界火电厂蒸汽工况为 24MPa／556 OC／556 OC，较新电厂蒸汽温度已爬 升到超超临界范围内，接近611 OC，近期有望达到 28MPa／638 OC (于1960 年建成的Eddystonel号 机参数一直是世界上最高运行参数32MPa／628 OC)。
超超临界机组核心技术自主创新问题的研究
超超临界机组核心技术自主创新问题的研究一、引言超超临界火电机组是世界上成熟先进的发电技术，目前主蒸汽/再热汽温度为600℃的超超临界机组供电效率可达44～45％，在经济发达国家中广泛应用并得到了显著的节能和减少污染的效果，并且正进一步向更高参数方向发展。
我国虽然是拥有多种资源的国家，但以煤为一次能源的火力发电仍是电力生产的主要方式。
要实现节能降耗，减轻环境污染，势必大规模采用高效、清洁的大型超超临界机组，提高能源利用率，减轻环保压力。
从2003年起，我国发电设备制造企业与国外制造商合作，引进大容量超超临界火电机组技术。
哈尔滨、上海和东方三大动力集团分别从三菱、西门子以及日立公司等引进了超超临界技术。
2006年，采用引进技术生产的1000MW超超临界火电机组分别在玉环电厂、邹县电厂成功投运，标志着我国电力设备的制造水平跨上了一个新的高度。
据统计，截至2007年底，发电设备制造企业承接和投标的600MW等级超超临界机组达到76台，1000MW超超临界机组达到94台。
预计在国家节能降耗减排政策的导向下，今后我国电源建设将逐步过渡到以清洁高效的大型超超临界燃煤发电机组为主。
根据电力工业中长期发展新的预测，到2020年，我国装机总容量将达到13.4亿千瓦，其中煤电装机总容量为9.1亿千瓦。
以2005年3.8亿千瓦煤电装机量为基准，到2020年煤电装机新增容量为5.3亿千瓦。
如果按保守的估计，新增煤电装机容量的60%采用超超临界机组，未来十几年我国超超临界机组的市场需求量将不少于3.2亿千瓦。
虽然我国超超临界机组取得了举世瞩目的发展，但国内制造企业自主创新的技术瓶颈仍然明显，主要表现技术对外依存度高，超超临界机组设计制造的核心技术尚未掌握，关键零部件和原材料主要依靠进口，目前超超临界机组的国产化率大致为60%。
1）超超临界机组用高温高强度材料国产化研制和应用性能研究工作薄弱。
600℃等级新型耐热钢尚未实现国产化，超超临界机组的大型铸锻件和关键原材料的目前还依赖进口，对新型耐高温材料的加工工艺性能和应用性能还不完全掌握。
超临界水冷堆燃料组件研发概况
超临界水冷堆燃料组件研发概况作者：冯琳娜朱发文庞华雷涛来源：《科技视界》2014年第35期【摘要】超临界水冷堆是目前最有应用前景的第四代反应堆堆型之一，与现有轻水堆相比，它具有热效率高、结构简单等诸多优势。
本文主要针对国内外超临界水堆及其燃料组件的设计概念、研发概况进行综述，对设计特点作了说明。
并基于国内外超临界燃料组件的研究现状，提出一种适用于十字形控制棒的双流程燃料组件设计方案。
【关键词】超临界；燃料组件；设计特点；结构设计0 引言超临界水冷堆（SCWR）是第四代国际核反应堆论坛（GIF）选定的6种反应堆概念堆型之一，具有热效率高、经济性好、系统简单、结构紧凑等诸多综合优势，是目前最有应用前景的第四代反应堆堆型之一[1]。
目前，参与SCWR技术开发的国家包括美国、加拿大、日本、欧洲、中国、韩国和俄罗斯。
日本和欧盟主要采用超临界压力水冷热中子堆，美国和俄罗斯主要采用超临界压力水冷混合中子谱堆，而加拿大采用的是超临界压力重水堆[2-9]。
本文针对当前世界上现有的SCWR 燃料组件设计概念及其设计特点进行综述。
在分析了国内外超临界燃料组件设计的研究现状的基础上，本文还提出了一种适用于十字形控制棒的双流程燃料组件设计方案。
1 国外研究现状1.1 日本SCLWR-H燃料组件日本SCWR被称为超临界轻水堆（SCLWR-H），采用双流程堆芯设计[2]。
堆芯燃料组件为121盒，每个组件包含300根燃料棒、36个正方形水棒和24个边界矩形水棒，仪表管位于组件的中心位置，在中心16个正方形水棒中间布置控制棒导向管。
燃料组件截面如图1a所示。
图中燃料棒外径为10.2 mm，包壳厚度为0.63 mm，芯体直径为8.26 mm，活性段高度为4200 mm，燃料组件中心距为292.4 mm，慢化剂盒壁厚为0.2 mm，组件盒厚度为2.5 mm～3.0 mm，包壳采用Ni基合金。
1.2 欧洲HPLWR燃料组件欧洲SCWR被称作为高性能轻水堆（HPLWR）。
超超临界技术进一步发展的方向瓶颈和解决方案
煤用于发电的比例将越来越大。
– 从目前的53%上升到70%以上，绝对量的增加更大。
以煤为主的能源结构以使中国成为世界上最大的二氧化碳排放 国， 面临巨大的减排压力。
– 燃煤火电是中国最大和最集中的二氧化碳排放源，根据到2020年我国单 位GDP二氧化碳排放比2005年下降40-45%的目标，中国火电将面临最巨 大的减排压力。
现有所有燃煤火电厂均有大 幅度降低供电煤耗的潜力
估计现在所有燃煤电厂发电煤耗 还有下降10 gce/kWh左右的潜力
发电煤耗降低的历史
由于技术进步， 1885年世界上第一台3MWe燃煤发电机组在德国柏林诞生以来， 至今全世界平均发电煤耗已从1885年的3500gce/kWh下降到350gce/kWh
资料来源: 上海外高桥3厂7号机技术经济指标综合日报，，2010年10月27日
外三厂# 7 机组实际运行经济指标
2010年10月27日
◇ 负荷率：84.11% ◇ 带脱硫、脱硝的厂用电率：3.85% ◇ 带脱硫、脱硝实际运行供电煤耗（gce/kWh）：
276.65 ◇ 锅炉飞灰含碳量：0.4%
注：此时# 8机组正在进行大修。
生Co物-fi质rin混g G烧ain 提Ef高fici效en率cy Gain
20%
Ne近ar-期term
M中id-期term
APG TF
Lon长g-t期erm T时im间e
当前燃煤火电机组二氧化碳减排的途径
在CCS能够得到大规模推广应用之前的一个相当 长的时期，最可行、经济、可靠的燃煤火电机组 二氧化碳减排的途径是：
计算条件
节煤量 减排CO2 减排SOx 减排NOx （万吨） （万吨） （万吨） （万吨）
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。
超超临界汽轮机部件冷却技术的研究
超超临界汽轮机部件冷却技术的研究文章对冷却技术在超超临界汽轮机部件中应用的重要性，然后对超超临界汽轮机部件冷却结构的特点进行分析，并对超超临界汽轮机部件冷却结构设计的关键技术进行探讨。
标签：超超临界；汽轮机部件；冷却技术1 冷却技术在超超临界汽轮机部件中应用的重要性随着我国科技的发展，越来越多的新材料应用到超超临界汽轮机组中，使得超超临界汽轮机再热蒸汽温度以及主蒸汽温度明显上升。
蒸汽冷却技术主要是利用低温蒸汽对超超临界汽轮机相关部件进行冷却处理，降低相关部件的工作温度，其中转子、喷嘴室、汽缸等超超临界汽轮机部件，利用蒸汽冷却技术，不能提升这些部件材料等级，同时延长了其使用寿命。
汽轮机在启停过程中，或者是运行过程发生变化时，相关部件就会承受较大的应力，而高温区域往往是承受最大热应力的位置。
利用冷却技术，能够保证在汽轮机启停过程中，降低机组的热效应，从而调整部件静止与运作过程中的温度差，在很大程度上降低了机组部件的热应力，对部件健康运行具有重要的意义。
2 超超临界汽轮机部件冷却结构特点2.1 高压、中压喷嘴室以及高压转子2.1.1 高压转子。
对于高压转子冷却结构设计，主要包括以下几种方式：第一，将第一级叶形根部进行负反动度设计，这样就能够利用低温蒸汽对高压转子前轮边缘进行冷却；第二，可以充分利用汽轮机中的主蒸汽，从高压调节阀引出，通过喷射冷凝水的方式制造，然后将形成的冷却蒸汽通过部件间隙，对转子表面进行冷却。
在冷却的过程中，蒸汽的温度可以通过凝结水量的控制进行调节。
第三，在高压第一级后，利用少量的低温蒸汽，流经内缸与喷嘴室之间腔室，然后又回流到前轴封与前轮面，这样就能实现冷却叶轮前轮面以及喷嘴室的效果，具体的冷却结构设计图如图1所示：2.1.2 喷嘴室。
对于高压一级的喷嘴室设计为双流式结构，而二级机以下的喷嘴室采用单流结构。
利用双流式结构，能够有效的减少每一个叶片承受的负荷，并减少动叶片与喷嘴室的应力，对于大功率的超超临界汽轮机来说，应该选用具有熟练应用技术的动叶片。
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.。
超临界水反应堆技术的前景
超临界水反应堆技术的前景超临界水反应堆技术是一种新型的核能利用技术，具有很大的发展前景。
本文将从技术原理、应用领域和环境效益三个方面来探讨超临界水反应堆技术的前景。
一、技术原理超临界水反应堆是利用超临界水作为冷却剂和反应介质的核反应堆。
超临界水是指在高温高压条件下，水的密度和粘度显著增加，同时具有较高的热传导性能。
超临界水反应堆利用超临界水的特性，可以实现高效的热能转换和核能利用。
超临界水反应堆的核心部分是核燃料元件和反应堆容器。
核燃料元件采用高浓缩的核燃料，通过核裂变反应释放出大量的热能。
超临界水作为冷却剂，通过吸收核燃料释放的热能，将其转化为高温高压的超临界水蒸汽。
超临界水蒸汽经过热交换器，将热能传递给工质，实现热能转换。
同时，超临界水蒸汽中的中子也可以与核燃料发生核反应，实现核能的利用。
二、应用领域超临界水反应堆技术具有广泛的应用领域。
首先，超临界水反应堆可以用于电力生产。
由于超临界水的高温高压特性，可以实现高效的热能转换，提高电力发电效率。
与传统的核反应堆相比，超临界水反应堆具有更高的热效率和更低的燃料消耗量，可以有效降低电力生产的成本。
其次，超临界水反应堆还可以用于产生高温高压的超临界水蒸汽。
超临界水蒸汽具有较高的热传导性能和溶解性能，可以用于化学工业的高温高压反应。
例如，超临界水蒸汽可以用于生产氢气、合成燃料和有机化学品等。
这些化学品在传统的生产过程中往往需要高温高压条件下进行，而超临界水反应堆可以提供所需的高温高压环境，提高化学反应的效率和产量。
此外，超临界水反应堆还可以用于核废料的处理和转化。
核废料是核能利用过程中产生的放射性废料，具有较长的半衰期和较高的辐射强度。
传统的核废料处理方法往往需要长时间的储存和处理过程，而超临界水反应堆可以将核废料转化为较短寿命的放射性同位素，减少核废料的储存时间和辐射强度。
三、环境效益超临界水反应堆技术具有显著的环境效益。
首先，超临界水反应堆可以实现高效的核能利用，减少对传统能源的依赖。
CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状
核动力工程Nuclear Power Engineering Vol.34. No.1 F e b.2013第34卷 第1期2013年 2月文章编号：0258-0926(2013)01-0114-07CFD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，610041摘要：计算流体力学（CFD）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CFD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，CFD数值方法适用性较差。
本文综合介绍了中核核反应堆热工水力重点实验室（RETH）所开展的超临界水冷堆热工水力特性CFD分析。
关键词：计算流体力学（CFD）；超临界水冷堆；热工水力；应用现状中图分类号：TK124 文献标志码：A1 引言计算流体力学（CFD）数值方法在超临界水冷堆研究开发中得到广泛应用，包括解析燃料组件子通道流动传热的不均匀性，分析绕肋、格架等几何因素和压力、热流密度等工况因素对超临界水流动传热的影响大小和机理，预测各类通道中超临界水传热的热点大小及其位置，并与其他程序（如中子物理计算程序、子通道分析程序、热工系统程序等）进行多尺度多因素耦合分析，从而优化和验证超临界水冷堆的堆芯设计。
由于超临界水可以看作变物性的单相流体，而CFD数值方法在单相流体的热工水力特性计算上具有相当成熟的经验和基础，故CFD数值方法能够用于超临界水的流动传热特性分析。
然而，CFD数值方法应用于超临界水冷堆热工水力特性分析尚存在以下技术难点：①如何评价和改进基于弱变物性的亚临界单相流体的常用湍流模型在强变物性的超临界流体上的适用性；②在拟临界区，CFD数值方法如何模拟和定性分析超临界水特殊的流动传热边界层，以便为超临界水宏观的流动传热特性提供机理解释；③在可实现的条件下，CFD数值方法如何简化超临界水冷堆的复杂流道并有效模拟流道中的复杂流场；④CFD数值方法如何为超临界水冷堆燃料组件子通道分析模型和热工系统分析模型提供实验难以获得的模型参数，从而改进超临界水冷堆研发所亟需的专用分析程序。
超临界水冷堆开发现状与前景展望
李满昌等：超临界水冷堆开发现状与前景展望３图ｌ典型ＳＣＷＲ核电厂示意图Ｆｊｇ．１ＴｙｐｊｃａｌＳＣｗＲＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＳｙｓｔｅｍＳｃｈ锄ｅ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，而目前大多数ＬｗＲ的严重事故缓解措施可适用于ＳＣｗＲ，并且可以简化。
４超临界水冷堆的发展前景４．１社会发展与能源市场需求据国际原子能机构预测，２０１５年以前，世界电力需求每年将以小于３％的速度增加。
世界范围的电力需求增长以发展中国家最高，尤其是经济正处于扩张的亚洲。
在那里，快速的城市化、工业化和人口增长使得在过去１０年内电力需求增加了５０％。
到２０２０年，世界范围的发电能力需要增加将近３５０３Ｇｗ，而可供选择的新增容量资源是有限的。
全球气候变暖问题已引起公众关注，如２００５年２月１６日《京都议定书》在联合国生效，并成为国际法，我国是该公约第３７个签约国。
这可能导致各国出台不鼓励燃烧化石燃料的法律和法规，从而使核能变得更有吸引力。
与石油、天然气相比，核能在世界能源平衡中具有独特的优势：铀的储量丰富，可为现有的核能系统供应燃料２５０年，如采用新的燃料循环技术，供应期可长达几千年。
与石油、天然气不同，生产核能不排放温室气体。
另一方面，目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和他们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。
现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。
核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。
从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。
但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须在不危及安全的前提下能大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。