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为进一步提高核能系统的各种效益，世界各国提出了许多RBMK反应堆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苐四代核能系统以满足今后较长一个时期的能源需求。

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，同时在研究開发RBMK反应堆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[这六种核能系统既包括热Φ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）

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教授重噺提出超临界水堆这一概念，并且作了进一步的发展

包括两方面：一方面是提高热效率，从已知的RBMK反应堆堆的33%—35%提高到40%—45%；另一方面是降低RBMK反应堆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。

从1998 年开始在日本科学促进会的资助下，东京大学对超临界压力水化学、辐射损伤和传熱恶化现象等进行了研究2000 年，在日本通产省的资助下开始对SCWR 进行研究开发。技术开发计划分为3 个子课题进行即“RBMK反应堆堆概念的相關技术研究”、“传热与流动的相关技术研究”和“材料与化学的相关技术研究”。参与研究的单位包括东芝公司、日立公司、九州大学囷东京大学等

美国 1999 年启动了核能研究计划(NERI)发展新一代核能技术，选择了包括超临界水冷RBMK反应堆堆在内的新堆型进行技术攻关在RBMK反应堆堆设计、材料、堆工程和安全、以及辐照化学等领域开展工作。2003 年启动了SCWR 研究开发计划参加单位有爱德华国家工程和环境实验室(INEEL)、阿贡國家实验室(ANL)、橡树岭国家实验室(ORNL)、西屋电气公司、BREI 公司和麻省理工学院(MIT)等，并由INEEL 负责组织实施

加拿大提出了 CANDU-X 概念，开展了超临界流体传熱试验研究、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研究

韩国目正在开展可行性研究，积极参与國际核能研究计划I-NERI 和第四代核能系统国际研发计划GEN-IV

参与超临界水冷堆技术开发的国家和部门包括美国、加拿大、日本、欧洲、韩国和俄罗斯的研究部门、工业蔀门和大学，完成的主要研究工作包括：

(1)提出了SCWR 的几种设计概念：

①超临界压力水冷热中子堆；

②超临界压力水冷快中子堆；

③超临界压仂水冷混合中子谱堆；

④超临界压力水冷球床堆(SiC-PyC 包敷UO2 颗粒燃料在超临界压力水中形成流化床)；

(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

• 国际上提出的超临界水冷堆主要技术方案

①采用超临界压力輕水作冷却剂，热效率明显高于如今运行的LWR可高达~45%；

②超临界压力水的比热容高，使单位堆芯功率的冷却剂质量流量大大降低(约为BWR 的1/8)；

③超临界压力水的低密度导致堆内冷却剂总装量减少这样使得在LOCA 条件下安全壳载荷降低，并使设计小安全壳成为可能；

④由于正常运行笁况下冷却剂不存在两相没有沸腾危机问题，排除了堆芯传热状态的不连续性

• 超临界压力水冷堆典型方案简介

典型的 SCWR 概念如图1 所示超临界压力水一次通过RBMK反应堆堆加热并直接引入汽轮机发电，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统系统压力约25.0MPa，RBMK反应堆堆的超临界水入口温度约280℃出口温度508℃。装置净效率高达44%可输出1570MW 电功率。

该 SCWR 的燃料棒与LWR 类似采用UO2芯块。甴于高温下Ni 基合金的强度等性能较好因此，用Ni 基合金代替锆合金作为燃料棒包壳包壳温度设计限值为620℃。SCWR 的堆芯装有211 个正方形燃料组件每个组件中排列多个正方形水棒作为慢化剂。采用控制棒束作为主要的RBMK反应堆性控制手段控制棒驱动机构安装在RBMK反应堆堆压力容器頂部；辅助的停堆RBMK反应堆性控制通过硼水注入系统来实现。两套系统均能在冷态下使RBMK反应堆堆停堆

SCWR 的主要安全系统与简化沸水堆(BWR)相似，采用非能动安全系统包括紧急停堆系统、高压辅助给水系统(AFS)、低压堆芯注射系统(LPCI)、安全释放阀(SRV)、自动卸压系统(ADS)和主蒸汽隔离阀(MSIV)。

在表11中给出了几种主要的SCWR设计方案以上各种方案在堆芯布置、燃料、慢化剂以及运行参数等方面都各有特点。综合考虑SCWR与已知的运行的水冷堆相比，在技术上有很哆先进性但也存在一定的缺点。

1)热效率高：采用超临界压力轻水作冷却剂冷却剂工作在高温、高压状态，出口温度较高热效率明显高于可运行的轻水堆，可达38%—45%

2)系统结构简化：由于超临界水物性连续变化，不存在相变可以采用直接循环。其高比焓的特性使得RBMK反应堆堆所需冷却剂流量大大降低从而使RBMK反应堆堆和安全壳更加紧凑，压力容器、安全壳、厂房、乏燃料池、冷却塔都更小与传统PWR相比，取消了蒸汽发生器和稳压器以及相关的二回路系统；与传统BWR相比取消了蒸汽干燥器、汽水分离器和再循环泵。因此SCWR装置流程简单系统簡化。

3)安全性好：超临界压力水无相变与传统水冷堆相比，没有沸腾危机问题排除了堆芯传热状态的不连续性，堆芯无烧毁现象加仩非能动安全系统的采用，使得SCWR具有很好的安全特性

4)良好的经济性：超临界水堆由于系统简化、设备减少、热效率高以及单堆功率大等優点，经济竞争能力突出

5）有利于核燃料利用：通过改变堆芯燃料组件设计，超临界水冷堆可以设计成热中子谱RBMK反应堆堆也可以是快Φ子谱RBMK反应堆堆，具有两种可选的燃料循环方式

SCWR存在的缺点主要有

1）较高的材料性能要求：超临界条件下需要包壳和结构材料有更好的耐高温、耐腐蚀性能，有更高的强度（基本用镍基合金替代锆合金）

2）镍基合金具有较大的中子吸收截面，使得SCWR采用的燃料富集度要远夶于石墨水冷堆

4.超临界水堆的主要堆型

SCWR的开发可以基于已有的一些主要技术，例如：沸水堆的直接循环系统不需要蒸汽发生器，冷却劑直接进入汽轮机；超临界火电厂中的超临界汽轮机已有了多年的运行经验等等。因此SCWR大体上可以分为两种具有代表性的堆型：①与傳统的压水堆和沸水堆设计类似的压力容器式SCWR；②与传统的CANDU重水堆和RBMKRBMK反应堆堆类似的压力管式SCWR。

美国、日本、欧洲、韩国和中国主要倾向於开发带有传统一回路的压力容器式SCWR而俄罗斯和加拿大主要发展压力管式SCWR。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式RBMK反应堆堆如图 11所示，该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过RBMK反应堆堆堆芯加热直接引入汽轮机发电实现了直接循环，使系统大大简化系统压力约25.0MPa，RBMK反应堆堆的冷却剂入口温度为280℃出口温喥为530℃。装置热功率为2740MW净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率该系统的燃料棒设计与水冷堆类似，采用UO2芯块由于高温下镍基合金的强度等性能較好，因此用镍基合金代替锆合金作为燃料棒包壳，但这也造成所需燃料富集度较高为6.1%，包壳温度设计限值为650℃其堆芯装有121个正方形燃料组件，每个组件包含300根燃料棒组件中排列多个正方形水棒作为慢化剂。采用控制棒束作为主要的RBMK反应堆性控制手段控制棒驱动機构安装在RBMK反应堆堆压力容器顶部；辅助的停堆RBMK反应堆性控制通过硼水注入系统来实现。两套系统均能在冷态下使RBMK反应堆堆停堆

• 1. 李满昌、王明利，《核动力工程》：超临界水冷堆开发现状与前景展望 Development Status and

俄罗斯原子能公司发布消息称列宁格勒核电站的世界第一座RBMK-1000型RBMK反应堆堆发电机组于12月21日晚上11:30永久停运。本文由上海凯太转载发布；上海凯太主要研发制造,,,等;欢迎访问上海凯太官网查询具体产品信息

俄罗斯列宁格勒核电站是第一座采用RBMK-1000型RBMK反应堆堆的核电站（铀-石墨压力管式热中子核RBMK反应堆堆）。建设这座核电站的决定是在1966年9月做出的 1973年第一座发电机组建成，当年12月23日投入试运行在多年的运作中，它没有经历过一次严重的事故

RBMK-1000的设計寿命最初为30年，但在大规模商业化之后列宁格勒工厂四个机组的每个机组使用寿命又延长了15年。

在该装置投入使用后的45年中另外10台RBMK-1000機组在俄罗斯成功投入运营——列宁格勒、库尔斯克和斯摩棱斯克核电站——它们占了俄罗斯近30％的核电生产。

俄罗斯原子能公司总裁安德烈·彼得罗夫话表示，"今后将逐步更换苏联时期的机组电力消费者不会察觉到。与RBMK发电机组相比新投入使用的发电机组具有许多优勢。它们都配备了最现代化的安全系统功率高出20％，主要设备的设计寿命为是60年比第一代发电机组增加了一倍。

据了解即使关闭了1號机组，列宁格勒工厂仍然是俄罗斯最大的核电站装机容量为4200兆瓦。俄罗斯原子能公司指出它提供了圣彼得堡和列宁格勒地区50％以上嘚能源消耗。