在分析超临界水冷核反应堆（Canadian-SCWR）的安全性时，冷却剂丧失事故（LOCA）是一个必须严肃处理的最重要事故之一。本文通过对Canadian-SCWR冷管段破口LOCA进行分析，检验了被动安全系统（如自动降压系统、累积器和重力驱动冷却系统）在缓解LOCA后果方面的可行性。通过这项研究，得出了一些重要结论。
在冷管段破口LOCA过程中会出现两个包壳温度峰值。通过冷管段破口的排放流量有助于降低第一次包壳温度峰值。自动降压系统可以有效地降低第二次包壳温度峰值。在25%破口情况下，第一次包壳温度峰值比100%破口情况下的高，而第二次峰值温度则比100%破口情况下的低。
具有被动安全系统的Canadian-SCWR在冷管段破口LOCA下的峰值包壳温度仍然低于温度标准。这些结论证明了被动安全系统在防止严重事故后果方面的有效性，尤其是在加拿大提出的SCWR设计中。
超临界水冷反应堆（SCWR）的研究始于20世纪50年代和60年代。在过去二十年里，对SCWR的兴趣急剧增长，研究联盟开发了不同的SCWR概念。这些SCWR概念可以分为三大类型：压力容器型反应堆，它们具有热中子能谱或快中子能谱，以及压力管型反应堆，具有热中子能谱。安全性分析是评估SCWR概念可行性的一个非常重要的步骤。在LOCA中，冷却剂将通过破口喷出，导致堆芯压力降低到亚临界水平。反应堆将经历复杂的热工水力学现象。
在进行安全性分析时，特别是针对LOCA这样的重大事故，安全系统的设计至关重要。被动安全系统是指在不需要外部电源和人为干预的情况下，能够自动响应并采取行动的系统。其设计理念是利用自然物理现象来确保反应堆的安全。被动安全系统的优点在于它们简单可靠，减少了对复杂控制系统的依赖。
自动降压系统是被动安全系统之一，它能够在发生LOCA时迅速降低反应堆压力容器内的压力，帮助维持反应堆的稳定。而累积器系统则是一个带有安全壳的容器，它能够在事故情况下提供额外的冷却水。重力驱动冷却系统是另一个例子，它通过利用水的重力势能来实现冷却。
在分析Canadian-SCWR的安全性时，研究者们考虑到了反应堆在不同大小破口（25%与100%）下的表现。结果表明，被动安全系统可以有效控制事故状态下的核心温度，避免发生严重的燃料包壳熔化。
此外，研究还强调了超临界水冷反应堆（SCWR）在设计上的特殊要求，比如要保证在超临界压力下工作的热交换器的安全，以及确保反应堆在各种正常和非正常运行条件下的可靠性。
在国际上，加拿大、日本、欧盟等国家和组织都在SCWR的研发上投入了大量资源，希望未来能够在第四代核能系统中推广使用这种先进的核反应堆。SCWR的高热效率和改善的安全性使其成为能源领域研究的热点。然而，SCWR也面临着技术和经济上的挑战，需要进一步的研究与开发。安全分析作为可行性评价的重要程序，对SCWR未来的发展具有重要指导意义。
