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钠冷快堆具有闭式循环、能源利用率高等特点,是具有较好应用前景的第四代核反应堆系统。核能利用中,当发生核事故时,所泄漏出的放射性核素会对一定区域内的人员、环境造成较大的影响;在另一方面,在世界上的三次较大的核事故,使得人们“谈核色变”。因此,核反应堆的安全,准确说是核反应堆堆芯的安全,是现今核能利用的首要研究目标,是未来核能良好发展的重要保证。对堆芯温度及堆芯损伤状态而建立预测标准,是核反应堆安全研究的关键。在现有研究方法中,由于堆芯内部的高温以及极高放射性,无法直接对堆芯进行测量判断其是否出现可能的事故。堆芯损伤评价主要预测包括以下两点:(1)通过堆芯出口区域的热电偶反馈堆芯内部的温度分布;(2)通过一回路中缓发中子的浓度变化反馈堆芯是否发生破损。选取了中国示范快堆为研究目标,该反应堆采用池式结构设计。本课题中采用计算流体力学Fluent软件,分析了不同失流事故工况下堆芯出口区域热电偶的温度分布;同时,研究堆芯流出的缓发中子先驱核在钠池中的分布。通过分析额定工况、失去厂外电不能紧急停堆、失去厂外电能紧急停堆和全厂断电自然循环等几大类工况。得到了堆芯出口区域处的温度分布,同时重点研究了温度测点位置的温度分布。研究发现,质量流量对温度测点精确性以及有效性影响较大,同时在高质量流量工况下,高温组件会在一定高度形成高温带。在高温组件上方布置温度测点能较为有效的反馈温度的变化。低质量流量条件下,受湍流搅浑的影响,测点反馈效果下降,将增大温度分布不确定性。分析了温度测点的有效性,对测点布置优化提供了参考。同时,对整个热钠池进行了二分之一区域建模,分析了整个钠池区域的冷却剂流动趋势。分析了不同工况下、不同位置所泄漏的缓发中子先驱核从堆芯到中间热交换器位置的缓发中子探测器的流动趋势。研究发现,燃料组件的位置分布对探测所需时间影响较大,接近屏蔽柱围筒的组件发生泄漏时能较快的探测到,而探测到中心内部位置破损的时间远远大于外部位置。中子屏蔽柱的设计对流场以及温度场均有较大影响,原有采用多孔介质方法的模拟主要部件的方法与实际建模具有较大误差,在硬件条件允许下,更应该采用实体建模的模拟方法。得到不同时间流到中间热交换器位置的时间趋势,为缓发中子反馈提出的参考。