第四代核能系统是为了提高核电经济性、安全性、防扩散性而提出的新一代核能系统。铅(铋)冷快堆作为第四代核能系统的六种候选堆型之一,具有良好的发展前景,铅冷快堆已经逐渐成为了未来先进反应堆的一个重要发展方向。铅铋合金具有良好的中子学性能、热工水力学性能和固有安全特性,但是由于铅铋堆内铅铋的运行温度较高,铅铋冷却剂对反应堆材料包壳与结构材料具有腐蚀性,这一点是制约铅铋冷却快堆发展的主要因素之一。铅铋的腐蚀产物在燃料组件内积聚后容易在局部形成冷却剂流道面积的减小,产生堵流事故,这是铅铋合金冷却反应堆在设计和建造中必须考虑的重要安全问题,对堵流事故的分析是铅铋合金冷却反应堆安全分析中非常重要的一项内容。本文选取由FDS团队设计的热功率为10MW的铅铋冷却快中子堆为研究对象,利用商用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)软件ANSYSCFX,对铅铋冷却快堆单盒组件的堵流事故进行了模拟和分析,具体开展的研究工作如下：首先,基于CFX,针对本文研究的10MW热功率铅铋冷却快堆单盒燃料组件建立了计算模型和堵流模型；其次,在考虑网格独立性、湍流模型等影响因素的基础上,对单盒组件的正常运行工况进行了模拟与分析,一定程度上证明了所建立模型的正确性；第三,对单盒组件的边角堵流和中心堵流进行了数值模拟计算。计算结果表明,棒束入口段和棒束中心段的堵流工况引起的燃料组件出口处的冷却剂温升和燃料包壳最高温度随堵流面积的增大而增加,堵流面积越大,温升增加的越明显。相同面积的堵流工况下,边角堵流比中心堵流的情况更严重。堵流事故发生后,堵块后方会发生回流现象,回流区的大小随堵流面积的增加而增加。在不同轴向位置的堵流工况中,轴向位置x=0.5m处的堵流工况引起的包壳温度最高,在该位置的80%边角堵流工况下,局部包壳温度将超过包壳材料的熔点,组件内的部分燃料棒包壳会发生融化,燃料有裸露融化的可能性。