超臨界水反應爐結構 超臨界水反應爐 [ 註 1] Supercritical water reactor ，縮寫：SCWR）是一種第四代反應爐 設計，使用超臨界水 作為工作流體 。超臨界水反應爐也是一種輕水反應爐 （LWR），但是工作流體運作於較高的溫度與壓力，採取類似沸水反應爐 （BWR）的單次循環和類似壓水反應爐 （PWR）的單一相態運轉機制。BWR、PWR與超臨界蒸氣鍋爐 皆是已實證過的技術。由於SCWR具有較高的熱效率 [ 註 2] [ 1]
SCWR以超臨界水作為中子減速劑 與冷卻劑。當水在臨界點以上時，蒸氣與液體的密度 會相同且無法區隔開來，因而毋須加壓器 與蒸汽发生器 （PWR），或是蒸汽噴射器 、內循環泵 、氣分離機 與乾燥器 （BWR）。這也可避免水沸騰，產生混亂的空泡，使密度與減速效果下降，這種情形在輕水反應爐中會影響水流與熱傳，甚至使能量不易預測與控制。因此SCWR的新式結構可以減少建築成本和改善安全性。
SCWR的中子能譜仅部分慢化 ，使之在某些時刻變成快中子反應爐 。這是因為超臨界水本身的密度與減速效應都較普通水稍低，但有較好的熱傳性。在一些快中子能譜設計中，水作為爐心外部的反射層，或作為中子部分減速之用。
快中子能譜有以下優點：
爐心裝載的是如同BWR的傳統多捆束狀結構的核燃料，可減少溫壓變化導致的不均勻熱點分布。濃縮鈾 燃料的濃度較高，以抵消外層屏蔽所吸收中子的負面影響。因為會被腐蝕而起不了作用，所以束狀燃料外部並無包覆鋯 化合物層，改採不鏽鋼 或鎳 合金。而燃料棒必須能夠承受超臨界環境或突發的能量波動，設計時考量了4種突發狀況：脆斷 、屈曲 腐蝕、高壓毀損和潛變 。為了減少腐蝕，我們加入氫氣 至水中。也有人想出高溫氣冷式反應爐 BISO的概念，[ 2] 碳化矽 包覆鈾燃料外層。
SCWR也如同PWR使用控制棒 控制核反應進行。
SCWR內部材料所承受的運作環境較LWR、LMFBR 與超臨界蒸氣鍋爐 嚴苛，因而需要較高品質的爐心材料（尤其是核燃料外部包覆層）。除此之外，一些元素也會因為吸收中子而活化產生放射性 ，例如：59 Co60 Co伽瑪射線 ，所以鈷不適合作為反應爐的合金材料。
研究與發展方向：
超臨界水受輻射影響下的化學性質（避免受應力 崩解與維持在高溫或中子輻射下的抗性）。
材料尺寸及微觀結構的安全性（避免脆化 與保持在高溫或中子輻射下的潛變 抗性）。
使材料能夠承受嚴苛運作環境，且避免吸收過多中子，危及燃料經濟性。
運用超臨界蒸氣發電機 的朗肯循環 改善效率。
較高的運轉效率意味著較佳的燃料經濟性（使用較少燃料），并且衰變熱 較低。
超臨界水有絕佳的熱傳性質，允許在小型爐心結構下的高能量密度的流動。
SCWR屬於一次直接循環設計，即從爐心流出的高溫超臨界水直接送至渦輪發動機 發電。這讓整體結構設計變得較PWR簡單，類似BWR結構。SCWR甚至精简了BWR的部分裝置，它的反應爐槽 內沒有內循環泵 、再循環流體系統、氣分離機 與乾燥器 。它的圍阻體 內部存儲能量低於PWR。[ 3]
與液態金屬冷卻反應爐 相較，水是液態、無毒且便宜的物質，易於檢修。
一座快中子 超臨界水反應爐可作為滋生式反應爐 使用，可把長半衰期的錒系元素 燒掉。
超臨界重水反應爐可以利用釷 燃料進行滋生。
在高溫超臨界水與輻射影響下，延展性材料的研究與發展。
在特殊啟動過程下，避免水達臨界溫度前的不穩定情況。
若意外出現低水位情形，使散熱及冷卻效果減低，過高溫度會對燃料外部包覆結構產生負面影響[ 4]
高溫與高壓對材料的應力承受有很大的影響。例如：壓力管。
在爐心出口末端的冷卻劑密度會急速下降，導致需要額外減速材料補強。許多新設計會用內部給水導管，從最頂端的管線通過爐心，提供另一道摻入減速材料的水流。這方法可使整個反應爐槽得到冷卻，但會使材料品質要求增加（要能抗高溫、較大溫度變化和強烈輻射）。新型壓力管設計也有潛在問題：大多數導管中的減速劑是低溫低密度的，這會使冷卻劑密度在減速過程中下降[ 5]
一座快中子超臨界水反應爐需要較複雜的爐心設計，以維持負的空泡係數 。
^ Buongiorno, Jacopo. The Supercritical Water Cooled Reactor: Ongoing Research and Development in the U.S . 2004 international congress on advances in nuclear power plants. American Nuclear Society - ANS, La Grange Park (United States). [10 Nov 2012] . （原始内容存档 于2013-05-15）. ^ Supercritical steam cycle for a nuclear plant, Tsiklauri et al 2005. Downloadable from 存档副本 (PDF) . [2013-01-27 ] . （原始内容 (PDF) 存档于2013-09-28）.
^ Tsiklauri et al, "Supercritical steam cycle for nuclear power plant", downloadable from 存档副本 (PDF) . [2013-01-27 ] . （原始内容 (PDF) 存档于2013-09-28）.
^ Idaho National Laboratory, Status report of SCWR, 2003, downloadable from 存档副本 (PDF) . [2013-01-23 ] . （原始内容 (PDF) 存档于2013-09-27）.
^ Chow and Khartabil, 2007, "conceptual fuel-channel designs for CANDU-SCWR". Downloadable from 存档副本 (PDF) . [2013年1月25日] . （原始内容 (PDF) 存档于2013年9月27日）.
