“十二五”计划中将“加速器驱动嬗变研究装置”(简称:Ci ADS)这一重大科学装置列为了重点建设对象,基于该装置,中国科学院近代物理研究所提出了CiADS铅铋冷却次临界反应堆方案并最终将近物所所提出的铅铋冷却次临界反应堆堆型确定为CiADS的首选方案。CiADS是我国首次提出建设的ADS研究装置,该装置主要关注加速器、散裂靶和次临界反应堆的耦合性和高功率ADS装置稳定运行的相关技术。失束频率与稳定运行是高功率连续波加速器研究的热点和难点,可以预见的是在未来CiADS运行的过程中,其中的高功率加速器也会发生频繁的束流瞬变现象。本文将针对失束与束流超功率两种工况,研究束流瞬变对CiADS铅铋冷却次临界反应堆燃料棒安全特性影响。为了研究束流瞬变下CiADS反应堆燃料棒的安全特性,本文针对热工水力学与燃料包壳应力和疲劳两方面展开研究。热工水力学研究中,本文选用了系统安全分析程序RELAP5 MOD4.0,并针对于其计算模型的不足进行了改进,使之具备了开展铅铋冷却次临界反应堆研究的能力。随后,本文利用改进的RELAP5程序对失束和束流超功率两种工况进行了反应堆热工水力学计算,研究了束流瞬变下燃料棒的响应特性。结构力学研究中,本文通过将RELAP5计算所得到的径向温度分布导入到ANSYS 17.0中作为边界条件,从而以热-结构耦合的方法分析燃料包壳上的应力变化,主要研究了失束和束流超功率两种工况下燃料包壳的应力响应,并针对于ADS系统相对频率较高的失束工况对CiADS燃料包壳的疲劳寿命进行了分析。除此之外,本文还在结合本文计算结果的基础上,根据目前国际上典型百兆瓦级铅基堆的设计方案,本文对百兆瓦级ADS反应堆燃料包壳的疲劳寿命也进行了预测。本文通过上述的研究工作主要得到了如下结论:失束事件发生时反应堆功率瞬间降至满功率的2.16%并于束流恢复后10s内提升至满功率;失束事件的时间越短燃料芯块温度的回升速度越慢;束流130%超功率工况下,反应堆功率最终稳定到一个新的稳态,燃料芯块和包壳不会发生融毁;束流瞬变下燃料包壳内外壁面温差的波动是应力变化主要原因;束流瞬变事件不会对燃料包壳造成应力破坏;在不考虑辐照和蠕变的情况下Ci ADS反应堆燃料包壳以及中国未来百兆瓦级的ADS系统中的燃料包壳不会因为可能发生的失束事件而影响堆芯寿命。