作为第四代核反应堆六种主要堆型之一,铅冷快堆在永续性、安全性、经济性和运行经验等方面都具有突出的优势。为保证铅冷快堆堆芯设计和安全分析的准确性,铅冷快堆分析工具二次开发和核热耦合研究亟待开展。本文旨在基于现有液态金属实验研究,整合子通道模拟中的关键模型,二次开发适用于铅冷快堆的子通道程序。目前,核热耦合大多采用传统算符分离半隐式方法,但这种方法使用滞后参数,并不能实现各物理场同步收敛;定点隐式方法虽能保证参数同步收敛,但存在收敛慢甚至不收敛的情况;近似块牛顿法计算效率高但堆芯瞬态计算效果未知。本文针对子通道程序和中子物理程序,开发了基于以上方法的核热耦合程序,比较了三种方法的准确性和计算效率。基于开发的耦合方法,提出了一种铅冷快堆设计,并对其进行了稳态和瞬态分析。论文的研究路线可概括为:a)液态金属相关模型引入子通道程序,并通过实验数据进行验证;b)开发基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿耦合方法的核热耦合程序;c)基于广泛使用的NEACRP弹棒事故基准题进行准确性验证;d)各耦合方法在铅冷快堆中的适用性评价;e)应用于铅冷快堆设计和物理热工耦合性能分析。论文的主要内容包括:(1)铅冷快堆分析程序开发及评估:首先,整合液态铅基冷却剂的物性、压降模型、换热关系式和湍流交混模型,将其引入轻水堆子通道程序COBRA-IV,二次开发为适用于铅冷快堆的子通道程序COBRA-LM。其次,基于德国液态铅铋实验KIT-KALLA和铅冷快堆SUPERSTAR对子通道程序进行验证,结果表明COBRA-LM在铅冷快堆中准确性和适用性良好。最后,利用TAKEDA快堆基准题评估中子扩散程序在快堆中的适用性。(2)核热耦合程序开发:以子通道程序COBRA-LM和中子物理程序SKETCH-N为基础,利用并行虚拟机PVM函数库,开发了基于算符分离半隐式、定点隐式和近似块牛顿法三种方法的核热耦合程序。利用NEACRP弹棒基准题验证了三种方法的正确性,利用简易设计的铅冷快堆堆芯评估了耦合程序适用性。结果表明:快速变化瞬态适合使用算符分离半隐式法耦合程序,缓慢变化瞬态使用近似块牛顿法配合大步长具有准确性高、计算效率快的效果。(3)铅冷快堆设计:通过对组件内燃料棒数目、燃料棒直径、栅径比和最外层燃料棒到组件内壁距离进行敏感性分析,选出满足设计准则的最小等效直径参数组合开展不同二氧化钚占比分析,提出三层燃料分区布置,并做燃耗、控制系统、反应性系数、稳态和瞬态物理热工耦合性能评价,结果表明该堆芯能够达到各项设计目标,具有固有安全性。本文完成了铅冷快堆子通道分析工具的二次开发和核热耦合方法研究,并将其用于铅冷快堆设计的提出、物理-热工耦合特性研究和瞬态分析,为铅冷快堆设计和研究提供了分析工具和方法,具有理论和实用意义。