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以日本热谱超临界水冷堆SCLWR—H为研究对象，建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下，分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、寿期中和寿期末3种情况下内部燃料组件最高包层温度的对比情况。得出的结论为：寿期初反应堆功率、堆芯压力呈下降趋势，内部燃料组件最高包层温度先快速升高后快速降低，最大升高值为132℃，但仍满足事故下安全设计准则；寿期中相对寿期末、寿期初相对寿期中及寿期末发生卡轴事故危害性更大。计算分析可为