伴随着核能的发展,乏燃料的处理问题日益严峻。加速器驱动次临界系统(ADS)可以有效嬗变乏燃料中的长寿命高放射性核素,在国内外得到广泛关注与支持。国内的ADS研究已经从概念研究转至系统集成装置建设阶段,最终目标是建设大功率工业级应用装置。目前,国内对于ADS次临界堆的系统安全分析主要采用RELAP5程序,其中子学求解采用点堆模型,不适用于次临界系统,开发基于三维输运的核热耦合系统分析程序有其必要性。本文目标是开发和验证具有自主知识产权的三维核热耦合系统安全分析程序,目的是为ADS铅铋冷却次临界堆的安全分析和技术方案优化提供有效手段。论文工作中,首先自主开发系统热工水力学程序,并与确定论分析程序DAISY内耦合,形成三维核热耦合安全分析程序IMPC-transient。程序中建立了一套完整的主回路热工水力理论模型,包括:堆芯、换热器、腔室、管道、主泵等,采用有限体积法离散微分方程,利用高斯消元法或者雅可比迭代法求解代数方程组。程序采用Fortran语言开发,可在纯热工和核热耦合两种模式下运行,核热耦合模式下中子学模块可选择求解零维的点堆中子动力学方程,也可选择求解三维的中子输运方程。其次,由于铅铋冷却次临界堆缺乏相关实验数据,所以在程序中进一步添加液态金属钠的相关模块,并用EBR-Ⅱ失流事故基准题SHRT-17和SHRT-45R验证IMPC-transient程序。分析过程中,用IMPC-transient程序建立EBR-Ⅱ计算模型,并将计算结果与测量值和其他机构的计算值进行对比。结果显示,IMPC-transient程序的计算结果与多数测量值符合较好,少数偏差较大的数值也与其他机构的计算结果在同一水平范围内,IMPC-transient在纯热工和核热耦合两种模式下运行正确可靠。然后,应用IMPC-transient对7.5 MW铅铋冷却次临界堆进行了瞬态安全分析。建立7.5 MW次临界堆三维核热耦合计算模型,并对稳态工况以及有保护失流、无保护失流、无保护束流超功率、Beam-trip等四种瞬态工况进行计算分析。计算结果显示,在稳态工况下该方案的中子通量、功率密度、流速、温度等关键参数分布合理,该方案的稳态设计可靠;在四种不同瞬态工况下,燃料、包壳、冷却剂的最高温度均在安全限值范围内,在时间间隔为1秒的Beam-trip工况中包壳温度变化较小,该方案在这四种瞬态工况下是安全的。最后,为进一步研究靶堆之间的传热影响,借鉴拉格朗日法的思想,提出一种可对颗粒靶靶区温度场进行快速计算的理论模型,利用MATLAB完成计算程序的开发,并用该程序计算2.5 MW颗粒靶方案的温度场,用Fluent校核计算结果。结果显示:程序计算的温度场与Fluent计算结果符合较好,靶区与堆区之间可以认为热解耦。