SuperLWR在超临界压力下的安全分析  

作　　者：Yuki ISHIWATARI Yoshiaki OKA Seiichi KOSHIZUKA Akifumi YAMAJI Jie LIU 李满昌（译） 叶良成（校）[1] 

机构地区：[1]日本东京大学 [2]不详

出　　处：《国外核动力》2009年第1期1-15,34,共16页Foreign Nuclear Power

摘　　要：本文描述了带有向下流水棒的高温超临界水冷热堆（称为Super LWR）在超临界压力下的安全分析。选择了11种瞬态和4种事故作为安全分析所考虑的异常类型。包壳温度而不是热流密度被认为是重要的瞬态准则。直流冷却系统和向下流水棒系统体现了Super LWR的安全特征。与沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）不同，BWR和PWR“失去给水”同“失去反应堆冷却剂流量”一样重要。然而，向下流水棒通过热传导排出燃料通道的热量并依靠体积膨胀向燃料通道提供水量，在辅助给水系统启动前将缓解堆芯加热。在加压瞬态期间，与BWR不同，由于单相流中不存在空泡溃灭和在直流冷却系统中由流动停滞引起的冷却剂密度降低，Super LWR反应堆功率不会显著增加。所有瞬态和事故都满足准则要求。最热包壳温度在瞬态下大约增加50℃，在事故下最多增加250℃。瞬态下包壳处于高温的时间很短。

关 键 词：直流冷却 超临界压力 向下流水棒 安全分析 

分 类 号：TP311.13[自动化与计算机技术—计算机软件与理论] TK229.54[自动化与计算机技术—计算机科学与技术]