SuperLWR的LOCA分析  

作　　者：Yuki ISHIWATARI YoshiakiOKA Seiichi KOSHIZUKA JieLIU 李满昌（译）[1] 叶良成（校）[1] 

机构地区：[1]日本东京大学

出　　处：《国外核动力》2009年第2期1-12,共12页Foreign Nuclear Power

摘　　要：为了验证带有向下流水棒的超临界压力轻水冷却热中子反应堆（简称SuperLWR）的特性，进行了该堆的冷却剂丧失事故（LOCA）分析。分析范围为热／冷段的1％-100％破裂。在冷段大破口情况下，喷放期间过分的堆芯加热将通过自动卸压系统（ADS）得到缓解，这是因为反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动。在顶部水室和水棒内的冷却剂装量被有效地用于堆芯冷却。在喷放之后，像压水堆（PWR）一样，堆芯慢慢地被低压应急堆芯冷却系统（ECCS）再淹没。大破EILOCA的最高包壳温度低于准则值（1260℃）大约为430℃，出现在再淹没阶段。冷段的小破口给出了比大破口更高的包壳温度，这是因为在本分析中没有启动ADS。最高包壳温度低于准则值大约260℃。如果假定ADS被“干井压力高”信号启动，包壳温度将更低。热段破口不会比冷段破口严重，因为热段破口将增加堆芯冷却剂流量，预计在喷放之后将强迫淹没堆芯。

关 键 词：超临界压力轻水堆 直流冷却系统 向下流水棒 安全 LOCA分析 单端断 裂 反应堆卸压 喷放 再淹没 峰值包壳温度 

分 类 号：TL431[核科学技术—核技术及应用] TM623.92[电气工程—电力系统及自动化]