国外超临界轻水反应堆研究

摘要：

超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点的工况下运行(374℃,22.1MPa).超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约三分之一,同时也可以简装置的配置.由于冷却剂在反应堆内不改变相态并且直接与能量转换设备相连,这可以显著简化装置的配置.系统的功率为1700MWe,运行压力为25MPa,反应堆出口温度为510℃,或者高达550℃.反应堆所采用的燃料为氧化铀.系统的非能动安全特性与简化沸水堆的特性相似.

关键词： 核电站 水冷反应堆 轻水冷却 超临界 氧化铀

作者: 刘松涛

作者单位: 中国核动力院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室(四川成都)

会议类型: 国内会议

会议名称: 21世纪初辐射防护论坛第三次会议暨21世纪初核安全论坛第一次会议

会议地点: 北戴河

会议语种:中文

页码: 161-173

在线出版日期: 2004-08-20（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）