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作为第四代核能系统的优选堆型，钠冷快堆的事故安全分析一直是国内外专家关注的主要问题。失流事故是钠冷快堆中最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故，其一旦发生就需要反应堆立即停堆，同时，需要足够的冷却保证衰变热及时排出，否则将发生堆芯破坏并造成严重后果。但是，如果事故停堆保护系统未能及时停堆，反应堆就只能靠自身的固有安全机制进行响应。本文依托于IAEA 提出的一项国际合作研究项目，以美国池式金属燃料钠冷快堆EBR-Ⅱ 为研究对象，对EBR-Ⅱ 开展的两项失流试验SHRT-17 和SHRT-45 进行模拟分析，研究钠冷快堆在失流事故下的瞬态特性。