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钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第4代核能系统之一，为保证快堆在严重事故下能够包容放射性物质，对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的。采用改进型B-T模型对快堆假想堆芯解体事故进行分析是目前国际上主要的分析方法，为能更好地分析快堆假想堆芯解体事故，在改进型B-T模型的基础上引入快堆实际的堆芯反应性系数分布函数。本工作与法国的EPIXCOPOS程序计算结果的对比验证表明，程序模型能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析。