超临界水冷反应堆（SCWR）是一种高温高压水冷反应堆，其运行温度高于水的热力学临界点（374℃，22.1 MPa）。一般而言，SCWR的概念设计可分为两大类：首先由日本提出的，最近由欧洲原子能共同体伙伴和中国提出的压力容器概念。还有加拿大提出的压力管概念。除了堆芯设计的细节外，这两种概念还具有许多相似的特点（例如出口压力和温度，热中子谱，蒸汽循环选项，材料等）。因此，每种反应堆类型的研发需求是共同的。这使得合作研究得以开展。

SCWR的主要优点是，由于具有较高的热力学效率和简化核电站的潜力，因此可提高经济性。在安全性，可持续性和PR＆PP方面的改进也是可能的，并且正在考虑使用热谱和快谱的几种设计方案，包括使用先进的燃料循环。

目前，SCWR系统内有三个项目管理委员会（PMB）：系统综合与评价（暂定）、材料与化学、热工水力与安全。加拿大、中国和欧洲原子能共同体（Euratom）于2017年签署了热工水力与安全以及材料与化学方面的项目安排延期协议。

研发目标

SCWR系统研究计划中确定了以下关键路径研发项目：

·     系统集成和评估：根据压力管和压力容器概念，确定一个参考设计，满足第四代可持续性、提高济性性、安全可靠的性能和的可演示的抗扩散性的要求。一个重要的合作研发项目是设计和建造一个反应堆内燃料试验回路，以确认参考燃料的设计。由于SCWR以前从未运行过，在原型反应堆获得许可之前，认为必须进行此类通用试验。

·     热工水力与安全：SCWR的传热和临界流量数据库中存在空白。为了验证热工水力规范，需要原型SCWR工况下的数据。超临界水堆的设计基准事故与传统的水堆有一些相似之处，但与在较低温度和压力下的水相比，需要更好地理解临界点附近的热工水力特性和流体性质的较变化。

·     材料与化学：用于压力管和压力容器设计的堆内和堆外部件的关键材料的鉴定。参考水化学的选择将寻求最小化材料降解和腐蚀产物传输，并将基于材料兼容性和对水辐射分解的理解。