中文摘要：

新概念铅铋合金冷却快堆作为六种第四代先进核能系统中的一种，以优越的冷却剂材料、更强的固有安全性、经济性和多用途等优点显示出显著的先进性和竞争力。然而，其独特的优点也决定了它具有很多不同于其它反应堆技术的新挑战。在新概念铅铋合金冷却快堆中，堆芯热量的传递是通过液态铅铋合金与水直接接触来实现的。因此不能直接运用已有的反应堆设计理论，相应的安全事故分析和余热排出能力的分析也有很大差异。本项目将深入研究铅铋合金冷却快堆的堆芯物理、热工相互耦合的三维温度场和流场、蒸汽中铅铋合金液滴的高效分离技术、铅铋合金自然循环能力、燃料组件的热工水力特性及其固有安全特性等，旨在探索和发展新概念铅铋合金冷却快堆的设计理论及安全分析方法，是核反应堆物理学、热工水力学、工程热力学、传热学及金属材料学等多学科的交叉，是发展固有安全铅铋合金冷却快堆所急需解决的关键基础问题。

结论摘要：

铅铋合金冷却快堆作为第四代核能系统中的一种候选堆型，具有安全性高、经济性强等优点。本项目以一种新概念铅铋合金冷却快堆PBWFR为研究对象，对其堆芯热工水力和系统安全等方面进行了详细地研究，重点开展了以下工作（1）对新概念铅铋冷却快堆一回路系统进行了详细的数学物理建模，采用FORTRAN90语言编制了相应的系统安全分析程序，该程序适用性和可移植性强，能够容易地移植到其他类型的铅铋冷却反应堆和铅铋冷却ADS；（2）采用所编制的系统安全分析程序对整个系统进行了的稳态和瞬态热工水力和系统安全分析，得到了铅铋冷却快堆运行和设计中的关键参数及注意的问题，研究表明制约铅铋冷却反应堆发展的主要因素是事故下包壳温度无法保证其完整性，发展铅冷快堆，必须解决包壳材料问题；反应性引入事故对铅铋冷却反应堆威胁很大，应该在设计时极力避免；丧失热阱事故时，铅铋冷却反应堆能够依靠负反馈作用停堆而保证反应堆的安全；铅铋冷却反应堆自然循环能力强，余热排出系统可以较晚投入；（3）编制了稳态和瞬态子通道分析程序，并利用CFX和钠冷实验结果对程序进行了初步验证，结果表明所编制程序具有一定的准确性；通过敏感性分析表明湍流交混系数对子通道分析结果影响很大，需要重点进行研究；（4）利用子通道程序对铅铋冷却快堆组件进行了详细的子通道分析，得到了组件内详细的温度场和速度场分布，结果表明铅铋冷却组件内外区温差很大，设计时需要重点注意；（5）将系统安全分析程序和子通道分析程序进行耦合，进行了事故工况下组件内的子通道分析，对事故下组件的局部热工水力特性进行了分析。本项目的研究结果能够为铅铋冷却快堆的设计提供一定的理论基础，同时开发的系统安全分析程序和子通道分析程序能够非常容易的移植到铅铋冷却ADS上，为我国铅铋冷却的ADS提供有力的热工水力分析工具。