《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》中指出,到“十三五”末,核电安全保持国际先进水平,放射源辐射事故发生率进一步降低。超临界水冷反应堆(SCWR)作为我国第四代堆发展中的备选堆型,具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势。从安全角度看,超临界水堆装水量少,瞬态响应快,这种核能系统需要进行安全论证,因此针对超临界水堆的瞬态及事故分析具有重要的科学意义。以CSR1000超临界水堆为研究对象,编制了稳定性分析程序SAC-CSR1000和瞬态及事故分析程序SCAC-CSR1000。完成程序验证之后,进行了以下计算和分析:超临界水堆堆芯系统稳定性计算;超临界水堆安全控制系统分析;超临界水堆典型瞬态计算;超临界水堆典型事故计算;超临界水堆安全特性及设计优化。在超临界水堆堆芯系统稳定性计算方面,进行了满负荷运行瞬态和全过程启动瞬态的稳定性分析。结果表明:在满负荷运行过程中,第一流程和第二流程每个节点的最高衰减频率均低于0.5;在启动瞬态稳定性中,通过相对稳定性分析,发现汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段,均出现了明显的最高衰减频率高于0.5的现象。因此,CSR1000超临界水堆堆芯系统能够保持满负荷工况下堆芯的稳定性;在汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段存在着堆芯系统的不稳定性。在超临界水堆安全控制系统方面,进行了安全系统触发条件的判断,安全系统运行过程分析,能动安全系统的匹配计算。结果表明:超临界水堆安全系统有低流量、高功率、高压力的停堆触发信号;超临界水堆能动安全系统参数得到了优化确定。其中,压力控制器K值为100/4;主蒸汽温度控制系数KP为0.12;功率控制器调整系数B为2.9。在超临界水堆典型瞬态方面,进行了部分失流瞬态和冷却剂泵卡轴瞬态计算。结果表明:部分失流瞬态发生后最高包壳温度为729.08℃,堆芯压力稳定在24.17MPa;卡轴瞬态发生后,最高包壳温度为739.72℃,堆芯压力稳定在24.14MPa;这两个瞬态发生之后,最高包壳温度不超过850℃,且超过800℃的时间不超过491小时。反应堆压力不超过26.25MPa。因此,CSR1000超临界水堆在典型瞬态工况下,安全系统能保证燃料包壳的完整性,满足瞬态标准要求。在超临界水堆典型事故方面,完成了完全失流(短期),完全失流(长期)和失水事故的计算。结果表明:发生失流事故之后最高包壳温度为1094.56℃,反应堆压力最高为25MPa;发生失水事故之后最高包壳温度为630℃,反应堆压力最高为25MPa。这两个事故发生之后,最高包壳温度不超过1260℃,最高堆芯压力不超过27.5MPa。因此,CSR1000超临界水堆在典型事故工况下,安全系统能保证燃料包壳的完整性,满足事故标准要求。在超临界水堆安全特性及设计优化方面,分析了超临界水堆的安全特性,并提出了设计方案的优化。得到以下分析结果和优化方案:推荐设计方案密度反馈系数比例为1,多普勒反馈系数比例取值选取为4;在两个流程增设流量、压力传感装置,增加逻辑控制单元,以控制启动过程的流量和压力,保证不发生堆芯流动不稳定现象;在安全系统的使用上,推荐采用能动与非能动结合的设计方式。