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铅铋反应堆在处理核废料和实现燃料增殖方面具有独特优势，是第四代先进核能系统中最具发展潜力的堆型之一。铅铋反应堆采用池式结构，一回路设备和管道均布置在堆池内，当主泵失去外电源或发生故障时一回路冷却剂由主泵驱动的强迫循环转为依靠温度差作用的自然循环。因此失流事故工况下，堆池内铅铋冷却剂自然循环特性，以及与自然循环相关的热工水力现象是发展池式铅铋反应堆亟需探索和研究的问题。 本文针对中国铅基研究反应堆CLEAR-I建立三维CFD模型，进行结构化网格划分，采用一维系统程序RELAP与三维计算流体力学CFD程序互相耦合的方法对有保护和无保护失流事故下，两种非能动余热排出系统:主容器壁面(RVACS)和主换热器冷却分别启用时，堆内冷却剂自然循环特性进行了模拟分析，比较两种不同冷却方式下，堆内冷却剂流动特性及自然循环能力，最后本文讨论了堆芯初始流量、主泵惰转时间和热隔板与主容器间隙厚度对堆内一回路冷却剂自然循环特性的影响。 计算结果表明:1）在有保护和无保护失流事故瞬态工况下，RVACS冷却和主换热器冷却得到的冷却剂最高温度在安全限值以内;在RVACS冷却下，事故发生后200s，堆池内一回路冷却剂仍没有建立稳定的自然循环，堆池内存在明显的流动漩涡和热分层现象，而主换热器冷却能够在失流事故的瞬态响应过程中快速的建立自然循环，堆池内的温度分布更加均匀，但是存在局部流体滞留现象;热分层可能会对堆内构件形成热应力，而滞留和漩涡会加剧铅铋流体对结构材料的腐蚀;2）不同堆内初始流量和主泵惰转时间下，冷却剂瞬态特性不同，但是对一回路冷却剂的自然循环特性影响较小，这是因为一回路冷却剂的自然循环建立主要由堆芯衰变功率和冷却能力决定的，而不是影响冷却剂瞬态特性的初始流量和主泵惰转时间，通过比较不同热隔板与主容器间隙厚度发现，厚度越大，一回路冷却剂的自然循环能力越弱。 本文通过系统程序RELAP和CFD程序耦合的方法对CLEAR-I失流事故下冷却剂自然循环流动进行模拟，得到精确的温度和流场分布，分析一回路冷却剂自然循环特性，不仅为CLEAR-I的热工水力设计和安全分析提供参考，而且为国内外正在研发的铅铋反应堆提供经验积累和技术支持，具有重要研究意义和应用价值。