超临界水冷反应堆和节省铀资源
    第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐了6种概念堆型作为优先开发目标：气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆、熔盐堆、超临界水冷堆和超高温气冷堆。高温气冷堆和钠冷快堆在我国已是耳熟能详，唯一被推荐的水冷反应堆一超临界水冷堆，由于其显著特点，是极具开发前景的堆型。
    1、超临界水及其特征
    水的热力学临界点在22．12MPa(临界压力)、374．3 OC (临界温度)。在临界压力以下，水在定压条件下被加热，其温度上升到相应的饱和温度时，产生水和蒸汽共存的沸腾现象，直到全部水被蒸发后，系统的温度再上升成为过热蒸汽。而在临界压力条件下，水和蒸汽的性质变得相同。在超临界压力下加热水，具有压缩水性质的单相流体将连续平滑地转变成具有类似过热蒸汽性质的单相流体。亦即，液相和汽相共存的湿蒸汽领域完全消失一超临界  水不存在相变，只有单相，其热力学性质更“像”过热蒸汽。超临界压力下上的水，在临界点温度以上—个温度范围内，其热物理性质如焓、密度、定压比热都发生急剧变化。
    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台超临界甚至超超临界机组在运行。
    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)。
    3、超临界水冷反应堆核电站
    水冷反应堆(压水反应堆和沸水反应堆)是目前世界核电站主流反应堆型，作为冷却剂的水是工作在临界点之下。超临界水冷反应堆是待开发的第四代堆型，在高于水的热力学临界点的工况下运行，是一种高温高压的水冷反应堆，冷却剂的参考热工参数为25MPa／280 OC／570 OC (压力／进口温度／出口温度)。超临界水冷反应堆的研发历史可以追溯到20世纪60年代，不比超  临界火电技术起步晚多少。在核裂变能开发利用过程中，工作在临界点以下的水冷反应堆首先被开发成功并推广应用，犹如亚临界工况下的火电厂。随着全球范围核电再次被关注，追求更高的热循环效率，核能界也把目光投向超临界水冷反应堆。
    超临界水冷反应堆核电站的核岛，很多技术基于现有水冷反应堆；而常规岛，更可以直接借鉴超临界／超超临界火电厂的技术，自主化的百万千瓦级超临界／超超临界火电机组也已在我国推广应用。事实上，超临界水冷反应堆是目前水冷反应堆进一步演变的结果，压水堆(PWR)一沸水堆(BWR)一先进沸水堆(ABWR)一经济简化沸水堆(ESBWR)一超临界水冷反应堆(SCWR)，它是一种最简化的一体化水冷反应堆。
    超临界水冷反应堆的主要特点是：
    *在SCWR内，超过临界压力的水没有相变，在膺临界温度(25Mpa下为385 OC)及高于该温度下，水的焓值很高，热量能被冷却剂有效带出，且“类似过热蒸汽”，堆芯出口处无需汽一水分离，堆芯流出的高温冷却剂  可以直接驱动透平发电一直流热力循环，见图2。
    *SCWR在25MPa／280 OC／500 OC下运行，核电机组热效率可达43．8％，比现有(包括第3代PWR核电技术)压水堆核电站的热效率(33％～35％)  要高25％～32．7％。随着出口温度增加，热效率还要高。
SCWR的中子能谱可以灵活设计，堆芯可以工作在热中子能谱、中能中子能谱甚至快中子能谱之下，可以设计出高转换比乃至增殖比的堆芯。
    *SCWR进出口温差大 ，堆芯在满功率下具有全自然循环能力，堆的冷却系统无需主泵；采用直流热力循环无需压水堆必须的蒸汽发生器、汽水分离器、蒸汽干燥器、稳压器等主要设备，使系统大大简化，从而安全壳尺寸大大缩小。SCWR汽轮机进口比焓要比PWR核电机组汽轮机进口比焓高很多，使主要设备尺寸减少，结构紧凑。SCWR的压力容器和PWR的相同，其安全壳和ABWR的相近，但体积明显减少。所有这些都使SCWR建造的  比投资大大减少。
    *超临界水的物性变化连续，不存在两相共存现象，相当于过热蒸汽的单相流体，与水冷堆内的两相流相比，在设计准则和计算分析上都有优势。针对已有水冷堆各类计算机程序，对超临界工况下冷却剂物性的急剧变化引  起堆芯物理、热工水力及其间的耦合的变化，要做适应性修改或开发，这表明SCWR的安全性分析、稳定性和控制也成为SCWR研发的主要课题。
    *超临界工况下，需要燃料包壳、结构材料能更好地耐高温、耐腐蚀，要有更好的强度，要探索更适合的反应堆材料。超，临界工况下的冷却剂、包壳和结构材料的辐照特性有待进一步试验研究。通常可被选用的镍基合金材料有较大的中子吸收截面(锆合金的10倍)，中子经济性差，需要高富集度燃料补偿，估计的富集度要在6．5％以上，远高于目前的PWR的～4％。
    4、超临界水冷反应堆在中国的现实性
    世界核能界普遍认为第四代核能系统(包括反应堆和燃料循环)的研发目标是：经济性、可持续性、安全性、防止核扩散和实体保护。核电业主和消费者最关心的是：经济性明显改善、高放废物永久贮存得到合理和可靠的解决。缓解全球变暖，加之油价持续攀升，是刺激建设新核电机组的主要因素。但世界范围内规模建设新核电机组是在2015—2020年以后。2020年以后，我国即使保持2020年核电所占发电总量之比例，仍需批量建设新核电机组。根据新堆型开发的成熟性，决定建设什么堆型的新核电机组。超临界水冷反应堆的技术基础源于水冷堆和超临界／超超临界火电机组，在我国研发超临界水冷反应堆最具现实性：
    *超临界水冷反应堆是水冷堆的进一步发展，而压水堆是迄今和今后我国核电发展的主导堆型。在已有压水堆技术和相应配套研发设施、设备制造能力基础上研发SCWR，能与成熟的压水堆技术很好地衔接。
    *超临界火电机组在世界范围内、包括在中国的应用都已是成熟技术，超临界水冷反应堆机组的常规岛容易与之结合，还可以借鉴超临界火电机组耐高温材料和水处理控制技术的经验。
    *超临界工况使水冷堆的系统和设备大大简化，继而核电站的造价和运行成本大为降低，经济性明显改善。
    *冷却剂平均密度较低，可以灵活设计堆芯的中子能谱，超临界水冷反应堆不仅能被设计成热中子堆，也可以设计成快中子堆，意味着在SCWR内提高核燃料利用率的潜力。
    *SCWR设计目标使热效率高、发电成本低。与PWR相比，更有利于有效利用和节约铀资源，有利于核电可持续发展。
    5、超临界水冷反应堆和节省铀资源
    人们预期的2020年中国核电规划目标对铀资源的需求已很可观。中国核电发展的历程表明，很难对长期发展作出准确预测。但是，中国大规模发展核电，铀资源保障是必须考虑的最主要因素之一。铀资源是不可再生资源，犹如化石燃料不可再生。当核电机组的装机容量确定后，铀的年需求量和机组的热效率成反比。如前文所述，SCWR热效率比PWR高出25％～32．7％，意味着发电量相同，SCWR将比PWR节省铀资源25％～32．7％。或者，同样数量的铀资源，可以多支持1／4到1／3数量的核电机组。相应地，为获得浓缩铀而对分离功的年需求量也将减少。燃料组件制造量和乏燃料产生量也都相应地明显减少。若将SCWR设计成快中子堆，铀资源的可利用率也将大大提高，从铀资源保障角度看，这有利于中国核电可持续发展。
    在可预见的未来，中国发展超临界水冷反应堆是更高效率利用和节省铀资源最现实的路径，超临界水冷反应堆可能成为支持中国核电可持续发展的重要堆型。