核电专业名词.doc

“纵深防御”这一概念就是核电站消防设计应遵循的基本原则。 目前，大多数核电站的设计、建造和运行都是遵守纵深防御的原则，从设备和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。“纵深防御”包括以下五道防线：第一道防线：精心设计,精心施工，确保核电站的设备精良。建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培养，使得人人关心安全，人人注意安全,防止发生故障。第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障； 第三道防线：必要时启动由设计提供的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故； 第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护安全壳厂房； 第五道防线：万一发生极不可能发生的事故，并且有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划,努力减少事故对居民的影响。反应堆安全屏障核电站安全的基本目标是，确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内；在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。 第一道屏障核燃料芯块。现代反应堆广泛采用耐高温、耐辐射和耐腐蚀的二氧化铀陶瓷核燃料。经过烧结、磨光的这些陶瓷型的核燃料芯块能保留住98%以上的放射性裂变物质不使逸出，只有穿透能力较强的中子和射线才能辐射出来。这就大大减少了放射性物质的泄漏。第二道屏障锆合金包壳管。二氧化铀陶瓷芯块被装入包壳管，叠成柱体，组成了燃料棒。由锆合金或不锈钢制成的包壳管必须绝对密封，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出，一旦有破损，要能及时发现，采取措施。第三道屏障压力容器和封闭的一回路系统。这屏障足可挡住放射性物质外泄。即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来。第四道屏障安全壳厂房。它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。RCC-MRCC-M是法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。 RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASMEIII等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年1020次），由50100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了ASME锅炉及压力容器规范第III卷核动力装置设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。 、 同时，RCC-M规范的出版，对推动法国本国核工业设备的国产化做出了突出的贡献。法国从1982年中止与西屋的合同后，首座完全自主化核电站开始建造，在核电设备国产化过程中，得到了法国国家政策的支持，编写了自己的核电标准，EDF也形成了自己的相对固定供应商，不断地向供应商进行经验反馈，各供应商根据EDF的经验反馈对其设备进行改进，从而提高产品质量。同时，由于供应商的相对固定，也大大降低了造价。 法国RCC-M规范也保证了法国压水堆技术的延续性。从最初的引进美国90万千瓦级核电机组到自主设计建造90万千瓦CP1核电机组到1450万千瓦N4机组，再到现在170万千瓦的EPR机组，法国核电设计、建造标准的延续性无疑要归功于RCC-M规范的不断发展和一脉相承。核环吊核环吊，即核电站用环行桥式起重机，是在核电站建造和运行阶段，为反应堆厂房内的重型设备安装、维修以及反应堆换料提供吊运服务的特种重型桥式起重机，因其大车车轮沿着环形基座上部的轨道运行，故称为环行桥式起重机，简称核环吊。 核环吊主要包括起升机构单一故障保护系统、多传动交流变频调速系统、自动定位系统、大车旋转锥形车轮、高清晰度工业摄像系统、无线遥控系统、容错的故障安全型CPU及PLC冗余、钢结构抗震计算及对策和箱形钢结构压力平衡等几部分。由于核电设备的特殊性，对核环吊性能有很高要求：能满足在核岛（核反应堆）事故环境（65180高温、5.2大气压）条件下不损坏，在工作环境（核辐射和高湿度95%）中具有高可靠性（起升机构单一故障保护）、高安全防护性能（抗震构造及多重安全措施）、高定位精度（mm级）、高寿命（40年）的特点。 目前，我国主要制造用于第二代核电站的核环吊，相关设计、制造技术由国外提供或引进消化吸收国外技术，核环吊部分部件仍需进口，尚不具备第三代核环吊设计、制造能力。我国核环吊制造企业主要有大连重工起重集团有限公司、太原重型机械有限责任公司和上海起重运输机械厂有限公司。 国外多家公司具备第二代核电站用核环吊设计制造能力，第三代核电技术尚无完工业绩工程，各公司还没有相应的核环吊制造业绩。国外具备核环吊设计能力的公司主要有美国PAR公司、P&H公司，法国EIFFEL公司、REEL公司，德国PWH公司、诺尔（NOELL）公司等；具备核环吊制造能力的公司有：美国PAR公司、P&H公司，韩国斗山，法国阿尔斯通、EIFFEL公司、REEL公司、PHB公司，日本东芝、日立，德国PWH公司等。蒸发器蒸发器（evaporator）是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化；蒸发室使气液完全分离。加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。通常除沫器设在蒸发室的顶部。蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。按溶液在蒸发器中的运动状况分有： 循环型。沸腾溶液在加热室中多次通过加热表面，如中央循环管式、悬筐式、外热式、列文式和强制循环式等； 单程型。沸腾溶液在加热室中一次通过加热表面，不作循环流动，即行排出浓缩液，如升膜式、降膜式、搅拌薄膜式和离心薄膜式等； 直接接触型。加热介质与溶液直接接触传热，如浸没燃烧式蒸发器。蒸发装置在操作过程中，要消耗大量加热蒸汽，为节省加热蒸汽，可采用多效蒸发装置和蒸汽再压缩蒸发器。蒸发器广泛用于化工、轻工等部门。核级锆材 锆属于一种稀有金属，具有惊人的抗腐蚀性能、极高的熔点、超高的硬度和强度，被广泛应用于航空航天、军工、核领域。锆基合金由于其与核燃料优良的相容性，优异的耐蚀性和加工性能，大量用于核燃料的包壳、格架、端塞和其他堆芯材料。锆生产的原料主要是氧氯化锆和金属镁，这两种材料均是中国向外出口的优势产品，占世界贸易的40%以上。美国西屋公司每年生产锆材约1400吨，其原材料全部从中国采购。 由于我国尚未完全掌握核级海绵锆的三大关键技术：锆铪分离、沸腾氯化合还原蒸馏技术，只能生产工业级海绵锆和火器级的海绵锆（国内标准，比工业级品质略低）。火器级海绵锆是以锆砂为原料，不经锆铪分离，经碳化或直接氯化，镁还原后制得的含铪海绵锆，其成分仅适用于军工企业用作火炮添加剂，因而被称为火器锆。经过几十年的努力，我国虽然在稀有金属提炼方面取得了较大的成绩，但锆铪冶炼技术仍存在工艺落后，流程冗长、物料和能源消耗大，金属回收率低等不足，与国际水平存在较大的差距，我国核级锆材基本全部从国外进口。而在海绵锆的前端，由于发达国家出于环境污染以及劳动力成本的考虑，基本不参与氧氯化锆等初级产品的加工生产，我国占据着较大的市场份额，大量出口，这使得我国绝大多数锆铪生产企业在国际上处于产业链的最低端。 美国是世界上最早实现锆铪生产工业化的国家，拥有世界一流的锆铪冶炼技术。西屋公司是美国锆铪生产的重要厂商之一，每年的销售量约1400金属吨（MT）。其技术先进、节能、环保、金属回收率高。引进西屋核级锆材技术，不仅能使我国完全掌握核级海绵锆的三大关键技术，还能用于对已有锆生产企业的环保改造，提高我国的锆生产行业的节能和环保水平。第四代核能系统：第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会。2000年1月，美国能源部发起，并约请其他八个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了九国联合声明。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了第四代核能系统国际论坛（GIF），拟于23年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是：在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。PBMR PBMR(Pebble Bed Modular Reactor)是球床模块高温气冷堆的简称。PBMR单机热功率为265MW，输出电功率是110MW，热效率为42-50，美国主导的PBMR甚至可以达到57%的效率。PBMR使用球状燃料，采用惰性气体作冷却剂。事故状态下，堆芯热量的导出采用非能动方式，排除了堆芯熔化事故，安全性好。由于PBMR采用低浓度铀燃料（原子弹必须用高浓度铀），符合美国极力推行的核不扩散政策，所以美国支持PBMR商业化，尤其是在发展中国家推广。PBMR被认为是最有希望满足新一代核能系统要求的堆型，与我国的高温气冷实验堆的原理类似。 德国的PBMR早在20世纪60年代后期80年代就已成功运行。南非PBMR公司自1993年起也一直致力于PBMR技术的开发，其PBMR工程借鉴了美国，尤其是德国的技术经验。中国的PBMR概念设计原则是基于清华大学核能与新能源技术研究院（INET）2000年12月启动的10MW研究堆。 我国和南非将合作设计和开发PBMR，争取到2010年建成一批PBMR电厂。尽管两国的技术都是使用同样的球形燃料概念设计来提供热源，但两者的功率转换系统不同；中国首台高温堆设计将采用间接功率循环的蒸汽透平系统，而南非的则采用直接循环的气轮机系统。EPR 第三代欧洲压水堆EPR（Europe Pressure Reactor）是法国法马通和德国西门子联合开发的反应堆。目前已经完成了技术层面的开发工作，现已进入建设阶段。EPR满足了欧洲电力公司在欧洲用户要求文件中提出的全部要求，达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，提高了核电的经济竞争力，其发电成本将比N4系列低10。EPR主要优点如下： 1.连续性-继承了已往压水堆技术的优点，采用改进型设计而最大程度地降低了风险； 2.经济性-1600MW级超大容量反应堆，效率高，建造周期缩短，设计寿命延长燃料使用效率增加，而且机组可用率因子提高； 3.安全性-加强防范堆芯熔化并缓解放射性后果；增强抵御外部灾害特别是抗飞机撞击和地震的能力；灵活优化的可运行性能；加强对运行维修人员的辐射防护。 EPR核电厂的建设已在国际国内逐步展开。2004年12月18日，芬兰（Teollisuuden Voima Oy 简称 TVO)电力公司与法马通核能公司牵头的联合体签订合同，以交钥匙方式在芬兰Olkiluoto建造EPR核电厂。此外，法国电力公司将投入33亿欧元在法国诺曼底的芒什海峡地区的弗拉芒维尔建造一座1600MW的EPR，并在2012年投入运营。 2007年11月，中国广东核电集团与法国阿海珐（AREVA）集团签订合同，双方合作在广东台山建设两台EPR反应堆。中国广东核电集团还与法国电力公司签署协议，双方将合资建立台山核电合营有限公司，共同建设、运营广东台山2台EPR反应堆。主蒸汽系统（VVP）：将蒸汽发生器产生的主蒸汽送往常规岛各系统。涉及常规岛部分的与主蒸汽系统相关的管道。 高压给水加热器系统（AHP）：汽机回热系统的一部分，通过抽汽来加热给水、收集来自汽水分离再热器的疏水和收集汽侧不可凝结气体并逐级排放至除氧器。 给水流量控制系统（ARE）：向蒸汽发生器供应给水，使蒸汽发生器二次侧的水位保持在一个基准值。 电动给水泵系统（APA）：是在各种运行工况，通过高压给水系统，从除氧器连续地向蒸汽发生器供应给水系统。 启动给水泵系统（APD）：是仅在机组启动和反应堆冷却系统加热、热停堆或使反应堆冷却剂系统冷却至堆芯余热排出系统可以投入运行的程度时投运的系统。核岛 核电站由核岛、常规岛和辅助配套设施组成，其中核岛是指核电站安全壳内的核反应堆及有关系统的统称，功能类似于常规电站的“锅炉岛”，其特殊性主要体现在两个方面：一是利用核能生产蒸汽，二是针对放射性风险配置了特殊的安全设施。核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统等。 核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及相连接的系统所组成。一回路中的冷却剂（高温高压的水流）将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽。在一回路水中加入硼酸用来控制反应性的慢变化，稳压器维持压力的稳定并补偿冷态和热态时的体积变化，相联的化学和容积控制系统维持水量，调节冷却水硼酸浓度控制反应堆的反应性，对水进行净化处理除去裂变产物和腐蚀产物，在冷却剂中加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。当一回路发生失水时，反应堆安全注射系统就作为安全给水系统，通过这几部分的协同工作保证堆芯的冷却，并使反应堆停堆。核反应堆停堆后，余热冷却系统带走燃料元件因裂变产生的热量。 安全壳喷淋系统由两条独立的管线与喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。当发生失水事故时，密封安全壳内的压力和温度升高，喷淋系统的主要作用是降低安全壳内的压力和温度，喷淋水中含有碱用以除去放射性碘。 辅助系统主要由以下六个部分组成：设备冷却水系统、反应堆腔室和废燃料冷却系统、辅助给水系统、通风和空调系统、压缩空气系统，以及放射性废物处理系统。 核岛设备，包括核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、堆内构件、控制棒驱动机构等。国内制造企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司、哈尔滨电站设备集团公司、中国第一重型机械集团、中国第二重型机械集团、四川三洲川化机核能设备制造有限公司等。国内生产核岛辅助设备的企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司以及部分起重机、泵、阀、容器等制造企业。国内企业参与核岛设备制造起步较晚，主要设备的制造能力与供货质量与国外企业相比有较大的差距，目前，国内运行及在建核电站的重要核级泵和阀门大多需要进口。 国外生产核岛设备的生产制造企业主要有：法国的阿海珐公司、阿尔斯通公司，美国西屋公司，日本的东芝公司、三菱公司，韩国斗山重工等。半速机 目前，世界上核电汽轮机组有全速和半速之分。半速机是相对全速机而言的，是指汽轮机组正常运行时的转速是全速机的一半。在50Hz的电网频率下，全速机转速为3000转/分钟，半速机转速为1500转/分钟，在60Hz电网频率下，全速机和半速机转速分别为3600转/分钟和1800转/分钟。 半速机与全速机相比有以下特点： 1.可靠性。对于大型汽轮机组，采用半速机可提高叶片的可靠性。 2.热效率。半速机叶片较长相对全速机可以提高通流部分效率、降低排汽损失，又由于转速的降低可以减少湿蒸汽对叶片的侵蚀，改善了蒸汽的流动特性，从而提高了热效率。根据世界上各大核电汽轮机制造商的介绍，目前，百万千瓦级核电半速汽轮机热效率比全速汽轮机平均高出2%，最多的高出3.3%。如果反应堆热输出功率为2905MW，即相当于出力提高9.6%。 3.机组的振动特性。半速机由于转速较全速机低、转子重量、重转动惯量大，因此其对激振力的敏感程度比全速机低，抗振性能比全速机好。 4.运行的灵活性。半速机由于转子直径大、重量重，高压缸的汽缸壁较厚，导致热应力增大，在快速起动和变负荷适应性方面比全速机稍微差些。 5.材料消耗。一般在相同功率等级的情况下，半速汽轮机由于体积大，单个部件的重量要比全速机重，因此半速机的材料消耗量要比全速机多，一般要超过2倍。采用半速机后由于末级通流面积增加，低压缸的数量比全速机减少，因此对于整台机组来说半速机的重量是全速机的1.22.4倍。 6.锻造。半速机与全速机相比，在相同的容量下汽轮机转子重量是全速机的两倍，这就给锻造带来一定的难度，但是由于其转速降低，转子的机械性能要求比全速机低。另一方面，发电机的极数增加了一对，即极对数为2，这又是与全速机不同的地方，励磁系统也稍有不同。因此发电机的变化较大，需要增加磁极对数才能满足电网频率的要求。 7.功率。采用半速机可以提高机组的极限功率：由于核电站选址要求严格，而且投资成本比较高。为了降低单位千瓦（kW）造价，在同样的厂址面积范围内，增大单机的功率是降低造价的发展趋势。 8.适应性。从我国持续发展核电工业的政策出发，我国核电的本地化制造，不仅是百万千瓦级核电机组，而且要向1200MW、1300MW、1500MW、1700MW甚至更高等系列发展。从这一方面来讲，半速机有更好的适应性，机组的安全可靠性更容易得到保证，有利于核电机组向大功率化不断发展。 根据对世界上400多台核电机组统计，使用全速机的核电机组约为1/4，其单机容量多在400MW以下，而世界上已投运的单轴百万千瓦级及以上的核电机组大约共有219台（包括大亚湾及岭澳核电站4台1000MW等级机组），其中半速机209台，全速机10台。在电网频率是60Hz的国家中，几乎全部采用半速机组，在电网频率为50Hz的国家中，全速机和半速机都有使用，但绝大多数为半速机。我国大陆已投运的核电机组中，只有秦山三期的汽轮发电机组为半速机，其余全部为全速机。 另外中广核在建的CPR1000中的汽轮发电机组为半速机。从各大核电汽轮发电机组制造商制造的产品来看，西门子（西屋已被其收购）、三菱、日立、东芝生产的百万千瓦级以上的核电汽轮发电机组全部为半速机，ABB和ALSTOM既生产半速机又生产全速机。俄罗斯生产全速机。从当前核电机组的发展趋势来看，对于1000MW及其以上等级的汽轮发电机组，大多采用半速机。半速机的设计、制造、运行经验远比全速机丰富。超临界水冷堆系统（SCNR） 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。目录1.超临界水堆概述2. 超临界水堆的开发现状SCWR核能系统的主要发展目标相关表格3. 超临界水堆的技术特性SCWR的先进性包括SCWR目前存在的缺点主要有1.超临界水堆概述 2. 超临界水堆的开发现状 SCWR核能系统的主要发展目标 相关表格3. 超临界水堆的技术特性 SCWR的先进性包括 SCWR目前存在的缺点主要有展开 编辑本段1.超临界水堆概述自从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。近年来，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1。 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2，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）。编辑本段2. 超临界水堆的开发现状超临界水堆的概念最先是由美国西屋公司（Westinghouse）和通用电气（General Electric）在上世纪50年代提出，美国和前苏联于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4。SCWR核能系统的主要发展目标包括两方面5：一方面是提高热效率，从目前反应堆的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在最近几十年重新引起了日本、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3。 从1989年开始，日本东京大学就对SCWR相关课题进行了研究4。目前日本对SCWR的研究分别有热中子堆和快中子堆两种堆型开发计划。其中快中子堆型的研发由东京大学主持，于2005年12月开始，计划于2010年3月完成。该研究计划又分为“超临界快堆概念设计”、“超临界传热试验”以及“材料技术研究”等三个方面。而热中子堆型的研究属于GIF合作的一部分，由东芝公司主持，于2008年开始，计划于2011年完成。该研究计划分为“反应堆系统综合和评估”、“热工水力安全”和“材料化学技术研究”等方面6,7。 美国于上世纪90年代末启动了由能源部赞助的核能研究计划（NERI）来发展新一代核能技术，对包括SCWR在内的新堆型在反应堆设计、材料、堆工程和安全以及辐照化学等领域开展了一系列研究工作。2003年启动了SCWR研究开发计划，进行了SCWR的预概念设计和超临界工况下的材料、流动传热等基础问题的研究。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）、橡树岭国家试验室（ORNL）、西屋电气公司、BREI公司和麻省理工学院（MIT）等8。 加拿大关于SCWR的主要工作在加拿大原子能公司（AECL）进行。它致力于在CANDU堆型的基础上开发第四代反应堆，提出了CANDU-SCWR概念。除了一些预概念设计之外，加拿大对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等方面做了一些研究9,10。与此同时与中国也开展了部分合作研究。 韩国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GIF，目前主要进行可行性研究。对堆芯概念设计、超临界传热试验以及材料腐蚀和辐照等方面进行了一系列的研究，为韩国政府的最终开发决策提供依据11,12。 欧盟委员会在第五框架计划下资助了欧洲第一个SCWR的研究计划，该计划从2000年开始启动，有德国、法国、意大利等7家研究机构参与。该计划主要进行了SCWR的预概念设计和可行性研究，目前已基本完成。2006年，在第六框架计划下，欧盟批准继续资助欧洲SCWR的研究计划，这次参加机构扩大到10家。第二个项目的研究将更侧重于基础技术方面。中长期目标是对包括材料性能、超临界水传热试验、临界流动试验研究、棒束传热试验、中子学验证试验、衰变热排出试验以及LOCA分离效应试验等方面开展一系列的研究，并于2020年完成概念设计，建成原型超临界水冷堆（POAK）13,14。 中国科技部已经于2007年批准了国内8家相关单位申请的973计划项目“超临界水堆关键科学问题的基础研究”。主要开展SCWR的预概念设计和基础技术的研究，例如材料科学，热工水力技术和中子物理等，为未来中国SCWR重大技术研发提供理论依据与技术基础15。 目前世界上参与SCWR技术开发的国家机构主要包括美国、加拿大、日本、俄罗斯、欧洲以及韩国等国的研究部门、工业部门和大学等，完成的主要研究工作包括3： （1）提出了SCWR的几种预概念设计： 超临界压力水冷热中子堆； 超临界压力水冷快中子堆； 超临界压力水冷混合中子谱堆； 超临界压力水冷球床堆； 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。超高温气冷堆系统(VHTR) 超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。 VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。气冷快堆()GFR 气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850。SFR气冷快堆系统气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850。熔盐堆熔盐堆molten salt reactor, MSR是核裂变反应堆的一种，其主冷却剂primary coolant是一种熔融态的混合盐，它可以在高温下工作（可获得更高的热效率）时保持低蒸汽压，从而降低机械应力，提高安全性，并且比熔融钠冷却剂活性低。核燃料既可以是固体燃料棒，也可以溶于主冷却剂中，从而无需制造燃料棒，简化反应堆结构，使燃耗均匀化，并允许在线燃料后处理。熔盐堆同样以液体氟化钍反应堆liquid fluoride thorium reactor，LFTR而闻名，其缩写与“lifter”发音相同。在许多设计方案中，核燃料溶于熔融的氟盐冷却剂中，形成如四氟化铀（UF4）等的化合物。堆芯用石墨做慢化剂，液态熔盐在其中达到临界。液体燃料反应堆设计有着与固体燃料反应堆明显不同的安全重点：主反应堆事故可能性减少，操作事故可能性增加。 最新的研究着眼于高温-低压主冷却回路的实际优势。许多现代设计方案采用陶瓷燃料在石墨基质中均匀分布，熔盐则提供低压、高温的冷却方式。熔盐能更有效地将热量带出堆芯，从而降低对泵、管道以及堆芯尺寸的要求，使得这些元件的尺寸缩小。 早期的“飞行器反应堆实验（1954）”的主要动因在于其所能提供的小尺寸设计方案，而“熔盐堆实验（1965-69）”是钍燃料增殖反应堆核电站的原型。第四代反应堆方案之一是熔盐冷却固体燃料反应堆，首台1000MW电功率的示范方案将于2025年前完成。 小堆芯的另一个好处是吸收中子的材料更少。更好的中子经济性使得更多的中子可用，使得钍232可以增殖为铀233。因此，小堆芯的熔盐设计方案特别适用于钍燃料循环。 1 历史 1.1 飞行器反应堆实验 对熔盐堆的集中研究始于美国飞行器反应堆实验US Aircraft Reactor Experiment, ARE。ARE是一个2.5MW热功率的核反应堆实验，旨在使核反应堆达到可作为核动力轰炸机引擎的高功率密度。该计划促成了几个实验，其中的三个引擎测试实验统称为热转移反应堆实验：HTRE-1，HTRE-2和HTRE-3。其中一个实验用熔融氟盐NaF-ZrF4-UF4（53-41-6 摩尔百分比）作为燃料，用氧化铍（BeO）作为慢化剂，用液态钠作为二次冷却剂secondary coolant，峰值温度为860。它在1954年连续运行了1000小时。本实验的金属结构和管道采用了铬镍铁600合金。2. 技术关键 2.1 熔盐燃料反应堆 典型的熔盐燃料反应堆Molten-salt Fueled Reactor, MSFR曾令许多核工程师激动。首推者是Alvin Weinberg，他取得了轻水反应堆的专利，并在美国橡树岭国家实验室著名的核研究中心担任主管。 在这里，两个概念得到了研究：具有高中子密度堆芯、燃烧从钍燃料循环中产生的233U的“双流”反应堆，和吸收中子、并最终被转换为233U的钍盐层。在双流方案被研发的时代，这个设计的弱点在于已知设计中复杂的管道工程，以及当时没有合适的管道材料。通常的钢镍合金或是吸收过多的中子，或是极易被腐蚀。石墨被认为过于脆，并且在强烈的中子辐照下会轻微地膨胀。锆对中子来说足够透明，但暴露在热氟盐中极易被腐蚀。