我国完成超临界水冷堆首阶段研发 总体技术路线和总体技术方案均已确定

我国完成超临界水冷堆首阶段研发 总体技术路线和总体技术方案均已确定

中国核动力研究设计院（以下简称“核动力院”）副总工程师肖泽军日前在某国际核能会议上透露，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。 就在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（22.1MPa，374℃）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》

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