第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐了6种概念堆型作为优先开发目标：气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆、熔盐堆、超临界水冷堆和超高温气冷堆。高温气冷堆和钠冷快堆在我国已是耳熟能详，唯一被推荐的水冷反应堆一超临界水冷堆，由于其显著特点，是极具开发前景的堆型。

1、超临界水及其特征

水的热力学临界点在22.12MPa(临界压力)、374.3 OC (临界温度)。在临界压力以下，水在定压条件下被加热，其温度上升到相应的饱和温度时，产生水和蒸汽共存的沸腾现象，直到全部水被蒸发后，系统的温度再上升成为过热蒸汽。而在临界压力条件下，水和蒸汽的性质变得相同。在超临界压力下加热水，具有压缩水性质的单相流体将连续平滑地转变成具有类似过热蒸汽性质的单相流体。亦即，液相和汽相共存的湿蒸汽领域完全消失一超临界 水不存在相变，只有单相，其热力学性质更“像”过热蒸汽。超临界压力下上的水，在临界点温度以上—个温度范围内，其热物理性质如焓、密度、定压比热都发生急剧变化。

2、超临界火电机组已是被广泛采用的成熟技术

20世纪60年代到70年代，人们从超临界水的特点进而认识到超临界循环比亚临界循环的效率更高时，发达国家的电力公司利用这一技术大力兴建发电厂。粗略统计，目前全世界有多余520台超临界甚至超超临界机组在运行。

典型的亚临界火电厂应用的蒸汽参数条件为17MPa/556 OC/556 OC;多 数超临界火电厂蒸汽工况为24MPa/556 OC/556 OC，较新电厂蒸汽温度已爬升到超超临界范围内，接近611 OC，近期有望达到28MPa/638 OC (于1960 年建成的Eddystonel号机参数一直是世界上最高运行参数32MPa/628 OC)。

3、超临界水冷反应堆核电站

水冷反应堆(压水反应堆和沸水反应堆)是目前世界核电站主流反应堆型，作为冷却剂的水是工作在临界点之下。超临界水冷反应堆是待开发的第四代堆型，在高于水的热力学临界点的工况下运行，是一种高温高压的水冷反应堆，冷却剂的参考热工参数为25MPa/280 OC/570 OC (压力/进口温度/出口温度)。超临界水冷反应堆的研发历史可以追溯到20世纪60年代，不比超 临界火电技术起步晚多少。在核裂变能开发利用过程中，工作在临界点以下的水冷反应堆首先被开发成功并推广应用，犹如亚临界工况下的火电厂。随着全球范围核电再次被关注，追求更高的热循环效率，核能界也把目光投向超临界水冷反应堆。

超临界水冷反应堆核电站的核岛，很多技术基于现有水冷反应堆;而常规岛，更可以直接借鉴超临界/超超临界火电厂的技术，自主化的百万千瓦级超临界/超超临界火电机组也已在我国推广应用。事实上，超临界水冷反应堆是目前水冷反应堆进一步演变的结果，压水堆(PWR)一沸水堆(BWR)一先进沸水堆 (ABWR)一经济简化沸水堆(ESBWR)一超临界水冷反应堆(SCWR)，它是一种最简化的一体化水冷反应堆。

超临界水冷反应堆的主要特点是：

*在SCWR内，超过临界压力的水没有相变，在膺临界温度(25Mpa下为385 OC)及高于该温度下，水的焓值很高，热量能被冷却剂有效带出，且“类似过热蒸汽”，堆芯出口处无需汽一水分离，堆芯流出的高温冷却剂 可以直接驱动透平发电一直流热力循环，见图2。

*SCWR在25MPa/280 OC/500 OC下运行，核电机组热效率可达43.8%，比现有(包括第3代PWR核电技术)压水堆核电站的热效率(33%～35%) 要高25%～32.7%。随着出口温度增加，热效率还要高。

SCWR的中子能谱可以灵活设计，堆芯可以工作在热中子能谱、中能中子能谱甚至快中子能谱之下，可以设计出高转换比乃至增殖比的堆芯。