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摘要
在池式钠冷快中子反应堆中,当燃料组件严重事故状态熔化时,包容在燃料芯块中的裂变产物会进入到冷却剂钠中,并通过钠迁移至堆顶气腔中。为分析这种堆内裂变产物的迁移,通常采用逸出因子(FS)来描述裂变产物进入钠后向堆气腔的迁移情况,FS因子越大,裂变产物从冷却剂钠迁移至堆气腔的份额就越大,覆盖气体的放射性比活度就越大。目前,国内在中国实验快堆的安全分析过程中,采用的裂变产物FS因子太过保守,已不能满足大型池式钠冷快中子反应堆分析的需求。为了获得严重事故工况下裂变产物在堆内的迁移系数(FS因子),本文提出了一套用于模拟严重事故下裂变产物在钠中溶解和从钠池向覆盖气体迁移的高温钠蒸汽放射性核素分压测量装置,以期通过试验获取真实的迁移系数,用来修正严重事故工况下裂变产物堆内迁移模型和计算方法,从而为后续大型池式钠冷快中子反应堆设防严重事故的设计提供可靠的依据和数据支撑。
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