近日，我国核动力研究设计院副总工程师肖泽军透露，我国超临界水冷堆技术研发第一阶段(基础技术研究)研发目标已完成，提出了超临界水冷堆总体技术路线，完成了中国百万千瓦超临界水冷堆CSR1000总体设计方案和材料选型方案。同时还完成了关键技术基础研究，初步构建了设计与实验研究平台体系。据悉，超临界水堆是世界核电强国争相研制的第四代核电技术之一，与我国此前向美国西屋公司引进的AP1000压水堆相比领先一代。据悉，超临界水堆核电技术的最大优势是造价低廉，同等功率的3座第三代反应堆的价格相当于4座超临界水冷堆。同时超临界水堆的安全性也比现有反应堆有很大的提高，具备自循环能力，不会出现堆芯融化等恶性事故。

　　超临界堆与各种老式水冷反应堆对比图，其最主要优势是结构简单，大幅降低成本，同时提高安全性

　　这一技术与我国目前正在努力推进的超临界、超超临界燃煤发电技术有一定继承性。部分媒体解读认为此型反应堆可用于未来航母动力。不过，据了解，这一技术将主要用于工业发电，在体积重量等方面并不能完全满足军舰使用的要求。

　　据报道，今年5月20日，中国政府签署了加入第四代核能系统国际论坛(GIF)超临界水冷堆(SCWR)系统安排协议, 完成了加入GIF SCWR的全部法律程序，正式成为其成员，并随之参与国际超临界水冷堆技术研发。

　　信息显示，加入GIF SCWR标志着由核动力院牵头、协调组织国内相关单位代表中国参加第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统获得了实质性进展。我国今后将不再以观察员的身份参加该系统的相关活动，而是参加GIF框架下的相关超临界水冷堆研发活动。

　　除已收获成果的第一阶段研发工作，超临界水冷堆技术路线图中还有四个阶段的发展，且一直持续到2025年。四个阶段包括2014年-2017年实施技术研发第二阶段，2017年-2021年进行工程技术研发，2019年-2023年进行工程实验堆设计建造，2022年-2025年进行百万千瓦级超临界水冷堆标准设计研究。

　　“基于热工水力及材料初步实验结果、设计分析及初步可行性研究，提出了具有自主知识产权的中国超临界水冷堆CSR1000总体设计方案，确定了总体技术参数，获得了初步可行性的堆结构、堆芯和燃料组件设计。”肖泽军介绍了目前研发进展中的第二个标志性成果。

　　就下一步的研发计划，肖泽军透露，在技术研发的第二阶段(关键技术攻关阶段)，将全面掌握超临界水冷堆设计技术和设计方法，完成CSR1000的工程实验堆的设计研究;完成堆外实验、材料优化及工程应用堆外性能、燃料元件辐照考验装置设计等关键技术攻关;完成包壳和堆内构件材料入队辐照考验。

　　记者了解到，超临界水冷堆是一种高温高压水冷反应堆，其本质是运行在临界点(22.1兆帕，374摄氏度)之上的轻水堆。与常规水冷堆相比，具有热效率高、系统配置简单、功率规模大、主设备和反应堆厂房尺寸小、技术基础好等优点，受到国际上的关注和重视。美国、日本、加拿大、德国、法国、俄罗斯、韩国等从本世纪初开始就相继开展了该技术的研究开发。

　　据肖泽军介绍，核动力院2003年便开始超临界水冷堆技术跟踪研究。2006年全面启动研究工作，成立了项目管理办公室和专家组并组建了研究团队。2009年11月，国防科工局正式批准了其申报的“超临界水冷堆技术研发(第一阶段)”项目立项。2010年，核动力院联合国内多家高校和科研机构，广泛开展超临界水冷堆技术协作。其中参与单位包括了西安交通大学、清华大学、南华大学、武汉大学、西南交通大学、西南电力设计院及东方汽轮机厂等。

　　2013年12月12日，超临界水冷堆技术研发(第一阶段)通过了国防科工局组织的验收。验收结论称，该项目按照批复全面完成了研究内容，达到了技术指标获得了创新性的研究成果，实现了研究目标。

　　而在国际合作方面，我国已与俄罗斯、加拿大、日本签署了超临界水冷反应堆双边合作计划。“目前受IAEA邀请，正在申请加入IAEA新开的SCWR-CRP(超临界水堆联合研究计划)项目。”肖泽军称。

　　据中国核能行业协会信息显示，超临界水冷堆研究也是科技部“973计划”的重要重要内容。包括核动力院、复旦大学等在内的国内多家高等院校和科研单位先后联合承担了“973计划”中的《超临界水冷堆关键科学问题基础研究》《中欧超临界水冷堆燃料验证项目》和《超临界水冷堆技术研发》等项目，开展了《超临界水冷堆核能系统设计及相关技术研究》《超临界水冷堆试验与试验相关技术研究》和《超临界水冷堆材料研究》等，一批重要研究成果为我国超临界水堆的后续研发工作奠定了基础。

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　　超临界水堆的优缺点

　　2001年1月美国能源部倡议成立了第四代核能国际论坛(GIF)，共同研究、开发第四代核能技术。目前共有10个国家包括美国、法国、日本、英国、加拿大、阿根廷、南非、巴西、韩国、瑞士，以及欧洲原子能共同体加入了该论坛。GIF经过多次讨论，明确第四代反应堆应在确保安全可靠的基础上，力争提高其经济性和核燃料的增值和节约，并在2002年5月的巴黎会上选定了6种堆型作为未来第四代反应堆的发展方向。这6种堆型为：气冷快堆(GFR);铅冷快堆(LFR);熔盐反应堆(MSR);钠冷快堆(SFR);超临界水堆(SCWR);超高温气冷堆(VHTR)。

　　超临界水堆(SCWR)有以下优点：

　　1.在上述6种堆型中只有超临界水堆采用水作为慢化剂和冷却剂，水是便于取得和便宜的物质，且其化学、物理性质清楚。我国的核电站绝大多数采用压水堆，其用水的经验均可借鉴。

　　2.由于超临界水堆在250大气压下工作，其出口温度可达500℃以上，故可将目前压水堆核电厂的净热效率从～33%提高到～44%以上。

　　3.由于热效率提高～11%，可节省核燃料～25%，亦即3个百万级压水堆的核装料可装4个百万级超临界水堆。

　　4.将超临界水堆SCWR的堆芯紧凑化布置，即可转化为快中子堆，具有灵活性。

　　5.具有固有安全性，无论发生什么故障都可以得到安全控制。

　　6.一回路系统最为简化，取消了压水堆中的主蒸汽发生器、稳压器、主循环泵，由超临界水经过减压后向主汽轮机直接供气。

　　7.堆芯设计将采用我国具有专利权的《套管燃料组件的超临界水反应堆》，以简化堆芯设计工作，并节省堆结构材料。

　　8.超临界水推的几个辅助安全系统完全可以利用我国国核技已引进的AP-1000核电厂的非能动技术。

　　9.可以充分利用我国超临界火电厂的技术，简单说，将反应堆替代超临界锅炉即为超临界核电厂。

　　自1980年以来，我国已引进和国产化建成超临界和超超临界火电机组共38台，单机容量分别为30万Kw、50万 Kw、80万Kw、90万Kw、100万Kw等共8种型号。这说明我国的超临界技术已相当成熟。

　　10.具有强劲的经济竞争性：据GIF估计，百万千瓦级超临界水堆核电站的造价(当时价)约为900$/kW;殴共体估计为1000殴元/千瓦;我国2×90万千瓦超临界火电厂的比投资(建成价)为5900元/千瓦(含脱S、NOx)。由于一台反应堆的造价要比一台锅炉的造价贵，故2台百万千瓦级的超临界核电站的比投资～9000元/千瓦。