超临界快堆是一次通过循环系统。在超临界压力下所有冷却剂在冷却剂泵的驱动下,经过堆芯加热后进入汽轮机作功,其堆芯的冷却剂流量比当前的沸水反应堆堆芯流量的七分之一还小。超临界快堆的安全系统主要参考自先进沸水堆,但其特有的一次通过循环系统中没有再循环回路,并且具有较高的功率密度和较小的冷却剂密度系数,与超临界热谱堆型和轻水堆堆芯特性有较大不同。当前研究的主要目的就是在概念设计研究阶段评估超临界快堆电站系统的安全性。针对超临界快堆的系统特性,建立合理的物理数学模型,用FORTRAN语言编制了不同的超临界传热关系式程序和贴近度选择模型程序,实现在瞬态计算中自动选择不同的关系式,使超临界条件下的换热计算更加准确。并对主蒸汽温度、给水系统的控制进行了优化,编制了超临界快堆电站系统安全分析程序SFPSAC。利用该程序,研究不同瞬态条件下上升流裂变燃料通道、下降流裂变燃料通道、再生区燃料通道中的最大包壳温度变化及其安全性。并在以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵为控制方式条件时,用该程序分析给水加热丧失、辅助给水系统误启动、丧失厂外电源、给水控制失效等瞬态及事故下,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况。对典型事故也进行了敏感参数的影响研究。针对给水控制失效还分析了不同控制方式对其瞬态的影响。通过编制程序对超临界快堆展开研究得出结论：超临界传热关系式在不同的瞬态事故中,对最大包壳温度有较大影响,因此超临界传热关系式的选择也是安全分析重要一方面；不同的控制方式对瞬态的影响结果不同；几种瞬态及事故下的最大包壳温度基本都在安全范围内,满足安全准则；典型事故下的冷却剂密度系数、燃料多普勒系数、堆芯流量分配方式及泵的惰转时间等敏感性参数对最大包壳温度会有较大影响。