池式钠冷快堆具有较好的非能动安全性能,作为第四代先进核能系统的代表堆型之一,根据固有安全性的设计原则,其事故余热排出系统可以在无外加动力情况下利用密度差驱动自然循环排出堆芯热量,保证反应堆安全。本文通过分析池式钠冷快堆事故余热排出系统的热工结构和物理规律,建立相应的数学物理模型,主要包括:堆芯盒间流模型,冷、热钠池传热模型,独立热交换器模型,空气热交换器模型,泵惰转模型,堆芯衰变热模型,流动换热与阻力模型以及相应的钠、空气物性辅助模型等。针对上述模型,以网格法“控制体”的思想对其进行节点划分,采用二阶迎风差分格式对换热器进行差分,采用Gear算法求解燃料导热方程及热工水力基本模型,针对动量方程采用四阶Runge-Kutta法进行求解。上述方法可以使数学模型有较高的求解速度和精度,满足实时仿真要求。基于FORTRAN语言并对方程进行模块化设计,编写的针对池式钠冷快堆事故余热排出系统的仿真程序,其稳态验证中各参数仿真值与设计值误差在1%以内。本文引入全厂断电事故对事故余热排出系统进行仿真验证。依照全厂断电事故序列,对事故余热排出系统环路内自然循环的建立和发展进行了研究分析,并对不同环境温度及环路失效等工况做出验证,其结果表明:全厂断电事故发生后,冷却剂温度随着流量的急剧下降而升高,强迫循环向自然循环转换,在事故发生后900s左右形成稳定的自然循环;非能动余热排出系统可以有效地排出堆芯余热,保护反应堆安全,在设计工况下,流经堆芯的最大流量为12.3kg/s,反应堆堆芯出口温度峰值为570℃,与钠沸腾温度(890℃)相比有很大的安全裕度,排出余热时间约为10h;入口空气温度影响事故余热排出系统工作性能,空气入口温度越低,其排热能力越强;相对独立的两个环路具有较好的工作性能,当环路失效时,非能动余热排出系统也可以排出堆芯余热,保证反应堆安全。本文中的各工况均能达到超实时仿真要求,该程序已移植到SimExec平台上与其他回路系统进行连接。