超临界水堆（supercritical-water-cooled reactor; SCWR），工学-核技术-核能技术-〔核动力构成〕-核反应堆分类，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行的高温高压水冷核反应堆。属于第四代核反应堆。超临界水堆（SCWR）概念是基于已有的压力容器或压力管反应堆而提出的，使用轻水或重水作为慢化剂，其堆芯可以是热中子反应堆，也可以是快中子反应堆。与其他类型的第四代核反应堆不同，SCWR可在已有水冷反应堆的工艺基础上逐步渐进发展，技术跨越相对较小。与已有的水冷反应堆相比，SCWR冷却剂在流经堆芯时具有更高的热焓增量，因而对于给定的热功率可以有效减少堆芯的质量流量以及增加冷却剂出口温度。SCWR的热效率可达44%，而已有的水冷反应堆热效率一般为34%～36%。由于冷却剂出口处为超热状态，SCWR不需要额外配置类似于压水堆中的蒸汽发生器以及沸水堆中的干燥器。另外较高的蒸汽热焓也可以降低汽轮机系统的尺寸，进一步减少成本开支。以上主要特征使得SCWR能够高效利用燃料，有效降低发电成本，较已有的轻水反应堆具有更好的经济性。