GARR堆内超临界压水回路初步设计研究

摘要

基于现有轻水堆（LWRs）和超临界火力发电两项成熟的技术而建立起来的超临界压水堆（SCWR）是第4代最有前途的6种先进新型核反应堆之一，其主要运行参数为：压力，25MPa，堆芯进／出151冷却剂温度，280／500℃。它可使现行轻水堆的热效率由33％提高到约45％。目前SCWR正在处于的概念研究阶段，目标是评价SCWR技术的可行性，集中在概念设计、安全和可靠性评价及堆芯部件首选材料的确认和验证。