超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

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,研究分析了在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中CSR1000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°C,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°C.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.