超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题第二次国际交流会议成功召开

7月27日至29日，依托于科技部国家重点研发计划政府间国际科技创新合作重点专项(以下简称“科技部国合专项”)，由中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室与西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室共同发起的超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题(以下简称“标准题”)第二次国际交流会在线上成功召开。来自国内外高校、科研机构的40多位专家与参研人员参加了会议。

超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题首次国际交流会成功召开

4月25日至26日，依托于科技部国家重点研发计划政府间国际科技创新合作重点专项，由核动力院中核核反应堆热工水力技术重点实验室与西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室共同发起的超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题(以下简称“标准题”)首次国际交流会在线上成功召开。

中国参与GIF-SCWR工作会暨超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题国内首次技术交流会在西安成功召开

5月21至23日，中国参与第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统(GIF-SCWR)工作会暨超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题(以下简称国际标准题)国内首次交流会在西安成功召开，同期套开了国家重点研发计划政府间国际科技创新合作重点专项项目中期预评估会议。

超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题正式进入实施阶段

2021年3月，由中核核反应堆热工水力技术重点实验室与西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室共同发起的超临界水冷堆热工水力与安全特性国际标准题研究项目正式推进至实施阶段。

超临界水冷堆（SCWR）

这是一个非常高压的水冷反应堆，其工作温度高于水的热力学临界点(374ºC，22 MPa)，热效率比当今设计发展的轻水反应堆高出约三分之一。