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超临界水堆具有堆芯进出口温差大、冷却剂流量低和燃料棒间隙窄等特征,由此带来强烈的物理-热工反馈,以及比普通压水堆更高的冷却剂流量供应要求,从而影响其系统安全特性。在本文中,选用日本Super LWR为研究对象,开发了超临界水堆核热耦合分析程序与安全特性分析程序,展开了耦合特性分析及安全特性分析。在耦合特性分析中率先提出了超临界窄缝效应的概念,并且将核热耦合引入超临界水堆安全分析。首先,进行了超临界水堆稳态核热耦合特性分析,并结合超临界窄间隙和跨临界的设计特征进行窄缝效应研究：(1)对比了5%富集度的耦合计算结果与余弦曲线拟合轴向功率分布的非耦合计算结果,发现物理热工耦合导致内、外组件堆芯功率峰值因子沿轴向发生明显偏移,并且使得最高包壳温度降低。(2)进行了耦合条件下不同燃料棒间隙下的流动换热特性分析,发现燃料棒间隙减小,冷却剂换热系数明显增加,而最高包壳温度明显降低,但是变化幅度均较非耦合计算结果小。研究了不同流量时燃料棒间隙最大允许值,为设计优化提供理论参考。其次,进行了超临界水堆瞬态耦合特性分析及滑压启动特性研究：(1)通过冷却剂温度升高瞬态及慢化剂温度升高瞬态的特性分析,发现物理与热工之间的耦合作用将导致堆芯功率随时间明显降低,其中冷却剂通道入口温度升高引起功率降低幅度最明显。(2)通过堆芯功率升高瞬态的特性分析,发现冷却剂温度随功率升高呈现升高趋势,而物理热工的反馈作用机制抑制了最高包壳温度的升高幅度。(3)以滑压启动的功率上升过程为例,进行平均流量条件下不同组件的启动特性分析,提出堆芯组件冷却剂流量分配方案和滑压启动曲线优化方案。最后,进行了超临界水堆安全特性分析：(1)以主给水流量降低、温度降低和压力升高三种扰动为例,对比分析了不同扰动时控制参数及安全特性变化,发现主给水温度降低与流量降低导致更加显著的特性变化；(2)以5%流量丧失事件、单台冷却剂泵故障事件及丧失厂外电源事件为例,进行单通道安全特性分析及其敏感性分析,发现基于时空动力学耦合求解的最高包壳温度始终低于点堆方程求解的最高包壳温度；(3)以给水加热丧失事件和单台冷却剂泵故障事件为例,进行多通道安全特性分析。结果表明具有最大功率因子燃料组件的最高包壳温度峰值远远高于其它燃料组件,但是仍满足安全准则要求。