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将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法，由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析，因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（uDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序，程序耦合了临界／次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时，随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化，因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到