摘要：以超临界水堆传热关系式为基础,利用模糊数学中贴近度的概念,设计了贴近度计算模型。应用该模型,比较了临界水堆实际工况与各经验公式适用范围的贴近程度,获得了实际工况下最为适用的经验关联式以及与实际最相符的结果。由此表明,模糊数学中贴近度的应用,为超临界水堆的流动传热问题提供了一种可以在已知关联式的基础上做出针对实际工况的最优关联式选择方法,使计算结果更为精确。

摘要：超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。

摘要：超临界水堆核能系统作为国际上第四代核能系统长远开发的6种堆型之一，具有热效率高，系统简化，经济竞争能力强等优点。本文综述了国内外热中子谱超临界水堆子通道程序的开发及应用、超临界水堆核热耦合分析的相关研究成果，简要介绍了堆内冷却剂和慢化剂的温度、密度、焓、包壳瘟度沿流动方向的变化规律，以及不同子通道冷却剂质量流率的分布规律，探讨了当前研究尚存在的不足，并为下一步研究工作的开展提出了一些建议。

摘要：超临界水堆和先进沸水堆在结构和原理上存在很多相似点,但在安全特性方面存在一定的差异性。本文通过对比分析超临界水堆和先进沸水堆两个堆型来研究它们安全特性的差异性,研究结果表明:超临界水堆由于不存在汽水两相,不会发生偏离泡核沸腾现象,又因为采用的是非能动和能动相结合系统,具有较好的安全特性;和相同功率的先进沸水堆相比,其比焓高,流量低,泵消耗功率低,压力下降速率更快,消耗的核燃料低;超临界水堆安全系统与先进沸水堆安全系统虽然都采用了非能动安全系统和能动系统,但在超临界水堆能动安全系统中,其压力控制系统控制速度较快,而非能动控制系统则较为稳定。

摘要：结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.

摘要：以美国超临界水堆(SCWR)设计为研究对象,开发超临界水堆的物理-热工耦合计算程序。该计算程序采用Dragon和Donjon直接耦合计算,提高计算精度和速度;并在功率迭代中引入松弛因子,通过部分迭代法解决传统迭代方法不收敛的问题。轴向温度和密度分布的计算结果验证了程序的有效性和准确性。

摘要：详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程序APROS基本一致,对西屋公司SCWR非能动冷却剂系统的事故分析结果同RELAP5-3D程序的结果基本一致,计算结果可靠性较高,具备对SCWR进行事故分析的能力。

摘要：提出超临界水混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。用MCNP与STAFAS程序对多层燃料组件进行初步的中子物理与热工水力性能分析,同时对组件结构参数(栅距与棒径比P/D)进行敏感性研究。结果表明:快谱多层燃料组件设计不仅能够实现核燃料的增殖,且可获得较大的负冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数;减小P/D均可提高燃料的转换比,但较小P/D会导致核热点因子增大。适当调整组件裂变区燃料富集度可有效改善组件裂变区轴向功率不均匀性,降低核热点因子。

摘要：针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆(SCWR-M)进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能(包括燃耗性能)进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。

摘要：为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题,本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理-热工耦合稳态分析模型,并针对文献给出的美国超临界水堆参考设计方案进行了稳态堆芯参数的计算,得出了和文献相一致的结论,为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础。