超临界水堆典型事故分析

来源：核动力工程杂志2016年第2期北京时间：

作者：刘亮, 周涛, 陈杰, 方晓璐, 陈娟, 魏晓燕, 夏榜样

单位：1. 华北电力大学核热工安全与标准化研究所, 北京, 102206;；2. 北京市非能动技术重点实验室, 北京, 102206;；3. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室, 成都, 610041；

摘要：选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门误关闭、控制棒抽出、冷却剂泵卡轴事故计算。结果表明,CSR1000反应堆在4种瞬态事故下,都能够保证最高包壳温度(MCST)低于1260℃的安全限值;每个事故下第二流程MCST均高于第一流程MCST;汽轮机阀门误关闭事故具有较小的安全边界。

关键词：中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000), 瞬态, 安全, SCAC

基金资助：中核核反应堆热工水力技术重点实验室课题(2013B40) 中核核反应堆系统设计技术重点实验室课题(2014BJ0041) 中央高校基本科研业务专项资金项目(2014BJ0086,2014BJ0087)