文献类型：期刊文章

作　　者：陆道纲[1] 彭常宏[2]

机构地区：[1]华北电力大学核科学与工程学院,北京102206 [2]中科华核电技术研究院概率安全与可靠性研究所,广东深圳518026

出　　处：《原子能科学技术》

年　　份：2009

卷　　号：43

期　　号：8

起止页码：743-749

语　　种：中文

收录情况：BDHX、BDHX2008、CAS、CSCD、CSCD2011_2012、EI(收录号：20093712305250)、IC、JST、RCCSE、SCOPUS、ZGKJHX、核心刊

摘　　要：超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45%。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。

关 键 词：超临界水冷堆 概念设计 安全性

分 类 号：TL421]