超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

来源：核动力工程杂志2017年第5期北京时间：

作者：王连杰, 赵文博, 陈炳德, 姚栋, 卢迪

单位：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, 610213；

摘要：采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。

关键词：超临界水堆(SCWR), 三维瞬态分析, 控制棒弹出, 控制棒失控抽出, 最大包壳壁面温度