反应堆在各种工况下堆芯瞬态热工水力参数预测的准确性，直接影响到反应堆的安全性。质量流量和温度作为堆芯热工水力的重要参数，二者常被建模为时间序列预测问题。研究旨在解决瞬时条件下堆芯热工水力参数连续预测的精度问题，检验基于注意力机制的门控循环单元在核心参数预测中的可行性。本文采用1/2中国实验快堆（China Experimental Fast Reactor，CEFR）为研究对象，使用快堆子通道程序SUBCHANFLOW生成瞬态堆芯热工水力参数的时间序列，采用基于软注意力的门控循环单元（Gated Recurrent Unit，GRU）模型预测堆芯的质量流量和温度时间序列。结果表明：相较于自适应径向基（Radial Basis Function，RBF）神经网络，本文使用的软注意力的GRU网络模型预测结果更好，温度在步长为3的情况下平均相对误差不超过0.5%，在15 s内预测效果较好；质量流量在步长为10的情况下平均相对误差不超过5%，且在后续12 s内预测效果较好。本文构建的模型不仅在连续预测过程中表现出更高的预测精度，且能捕捉到动态时间序列中的趋势特点，这对维护反应堆安全，有效防止核电厂事故有极大的用处。基于软注意力的GRU模型能在瞬态反应堆工况下提供一段时间的连续预测，在工程应用中和提高反应堆安全性上具有一定的参考价值。

铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势，但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用，易发生堵流事故而导致传热恶化，从而危及第一道屏障的完整性，为此，亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型，基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics，CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度，以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析，分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配，并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加，堵塞区域包壳温度显著上升，回流区域范围扩大，燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移，堵块侧热流密度减小；当堵塞份额较大时，随堵块厚度增加，各参数变化与上述结论类似；堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小；且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近，内通道流量损失程度明显增大，而外通道流量几乎不受影响，因此，内通道发生堵流事故时危害更为严重。

双层换热管的设计可以有效降低换热管破裂事故的发生概率，但管间接触热阻会导致换热管传热效率降低，不利于铅铋反应堆一回路系统热量的顺利导出，因此需要优化双层换热管的设计。本文以铅铋反应堆双层换热管式主热交换器为研究对象，提出在双层换热管间隙中填充镓基石墨烯纳米流体作为热界面材料，分析换热管长度、壁厚、外径和间距对传热性能的影响规律，并与未填充热界面材料的双层换热管式主热交换器传热性能进行对比分析；分别以JF因子和成本效率比（Cost-effectiveness Ratio，CER）为优化目标，以上述4种参数为优化变量，采用遗传算法对主换热器传热性能进行优化和综合评估，得到一种铅铋反应堆新型双层换热管式主热交换器设计方案。优化后的主换热器总传热系数增加5.79%，一回路压降提升2.32%，JF因子提升5%，CER因子提升24.62%。结果表明：在双层换热管间隙中填充镓基石墨烯纳米流体可以在降低蒸汽发生器管破裂事故概率的前提下，有效提高双层管换交换器的传热性能。

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性，采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究，通过建立铅铋反应堆堆芯模型，选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案，比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明：相比于棒束型与环形燃料组件，蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱，采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量，具备显著的膨胀负反馈，同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降，是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。

为了提高自然循环铅铋反应堆的固有安全性和经济性，以南华大学自主设计的反应堆（Small PAssive Long-life LBE-cooled fast Reactor，SPALLER-100）为研究对象，探索其堆芯可输出的最大功率。在满足运输尺寸、材料耐久性、堆芯长时间运行的稳定性以及事故工况下的安全性等条件下，提出了5种稳态安全限制和2种事故安全限制。研究将稳态安全限制处理为多目标复杂多维非线性约束的优化问题，基于拉丁超立方抽样和克里金代理模型搭建了中子学最大功率计算平台；同时，考虑自然循环能力，分别计算不同堆芯高度下的中子学最大功率和自然循环功率，最终获得了满足中子学与热工的最大功率设计方案。基于设计方案与事故安全限制，采用准静态反应性平衡方法，开展了失热阱、超功率和入口冷却剂温度过冷等事故的全寿期安全分析。研究结果表明：堆芯功率由原100 MW提升到120 MW左右，中子学最大功率平台具有一定的准确性，且最大功率方案符合安全、经济的要求。研究结果为其他类型的自然循环反应堆的输出功率最大化设计提供参考思路。

环形燃料采用紧密栅结构，燃料棒束内沿周向的温度分布存在明显不均匀性现象。本文基于ANSYS FLUENT建立了环形燃料组件计算流体力学分析模型，分析不同栅径比下正方形与六边形环形燃料组件流动换热特性，研究组件内环形燃料外周向温度分布不均匀性。研究发现：适当增大栅径比有利于环形燃料外周向温度的展平，正方形组件栅径比在1.07~1.09之间较为合适；六边形组件环形燃料外周向温度分布不均匀性略低于正方形组件，栅径比可选择在1.06~1.09之间。增大栅径比对棒间隙处温度的均匀性改善最明显，对近壁面处的温度均匀性改善次之。研究结果可为环形燃料的优化设计提供参考。

针对环形燃料元件，基于欧洲铅冷系统反应堆ELSY选取环形燃料元件参数，建立环形燃料元件导热模型，设定环形燃料元件的初始参数并利用MATLAB编制环形燃料元件导热计算程序，通过制定的三个评估标准研究环形燃料流量分配比、内外包壳厚度、内外气隙厚度和芯块厚度对环形燃料元件热工性能的影响并进行几何尺寸修正。研究结果表明：适当增大流量分配比、减小内包壳厚度、增大外包壳厚度、减小内外气隙间距和减小芯块厚度可改善元件的热工性能；设定流量分配比为1、内包壳厚度0.06 cm修正为0.04 cm、外包壳厚度0.06 cm修正为0.07 cm、内外气隙间距0.035 cm修正为0.015 cm、芯块厚度修正为0.05 cm，进行这些几何尺寸修正后，芯块的最高温度下降了90 K（8.6%），绝热面位置偏离芯块几何中心不足2 μm，内外通道冷却剂出口温差不足2 K，环形燃料元件热工性能得到了明显提高。

环形燃料可显著提高压水堆堆芯功率密度，对实现反应堆小型化设计和经济性提高具有重要意义。本研究为获得环形燃料栅元的有效温度计算方法，以西屋公司设计的环形燃料栅元为计算对象，开发了环形燃料单通道热工水力分析程序THCAFS（Thermal-Hydraulic Code of Annular Fuel with Single channel），建立了环形燃料栅元的有效温度的计算模型。基于THCAFS分析了西屋公司四环路压水堆所设计的环形燃料栅元的热工水力性能，并与VIPRE-01、TAFIX和NACAF的计算结果进行Code-to-Code对比验证。同时，利用蒙特卡罗程序SERPENT模拟燃料棒中径向功率分布和燃耗过程，通过自主开发程序THCAFS模拟燃料棒中的热力学行为，获得不同燃耗下的径向功率分布、核素密度变化和栅元温度场。结果表明：THCAFS可初步应用于环形燃料设计以及热工水力分析，且有效温度计算方法也可为相关环形燃料共振有效温度的机理性研究提供重要的参考性价值。