氟盐冷却高温堆（FHRs）是第四代反应堆候选堆型之一。FHRs结合了三种先进反应堆的技术优点，将液态熔盐堆高温低压熔盐冷却剂技术、高温气冷堆高温高燃耗TRISO燃料技术以及钠冷快堆非能动安全系统技术有机整合，呈现了高经济性、高安全性、防核扩散、高燃料资源利用率以及多应用范围等优点。FHRs概念自提出至今不足二十年，尽管中美两国的研究机构在政府相关项目支持下已经开展了部分基础理论研究以及概念设计工作，但FHRs还面临着包括热工水力在内等多方面问题需要解决。因此，开展氟盐冷却高温堆的关键热工水力问题研究与探索，不仅对于先进核能系统的研究具有非常重要的学术价值，而且对于我国核能事业的可持续发展、促进中西部偏远地区的能源转型升级、推动我国由核能大国向核能强国转变具有极其重要的现实意义。
本文首先搭建了球床多孔介质通道流动与传热实验回路。本文利用导热油Dowtherm　A可以在低温（45-105℃）工况下与高温（520-700℃）氟盐匹配普朗特数等无量纲参数的特点，采用Dowtherm　A模拟氟盐，克服了直接利用氟盐开展实验在回路搭建、运行以及参数测量方面的巨大挑战。本文首先开展了单相水工质球床流动传热实验，并与已有经验关系式对比，验证了实验台架以及测量方法的正确性。本文通过开展导热油在球床内的流动传热特性实验，研究了实验段入口温度、流速、孔隙率对于高普朗特数流体球床内流动传热特性的影响，确定了导热油在球床多孔介质通道内过渡流与紊流的判断准则，构建了高普朗特数流体在球床多孔介质通道内不同流型下的流动阻力与对流换热系数的经验模型。本文实验结果可应用于氟盐冷却高温堆冷却剂强迫循环工况。
其次，本文建立一套适用于氟盐冷却高温堆安全分析的数学物理模型，包括质量、动量、能量守恒方程在内的适用于氟盐的流体动力学模型等，推导了氟盐以及其模拟流体Dowtherm　A的两相工况下热物性模型以及输运物性模型。针对MK1　PB-FHR的几何结构特点，深入分析氟盐冷却剂流动与传热的基本定律，进而针对MK1　PB-FHR的主要几何结构（如圆管、管束、平板）建立了流动与传热特性分析模型，结合球床多孔介质通道流动传热特性实验研究结果，构建了适用于FHRs安全分析的完整、合理的
流动传热理论体系。基于建立的安全特性分析数学物理模型，修改了已有丰富校核验证基础的反应堆最佳估算程序RELAP5，开发了适用于氟盐冷却高温堆安全特性分析的系统程序RELAP5-FHR。
针对氟盐系统自然循环现象开展模化分析，获得了适用于氟盐冷却高温堆非能动余热排出系统的无量纲数及模化相似准则，采用模拟流体导热油Dowtherm　A开展了自然循环整体效应实验，通过不同热阱边界条件、不同功率条件下单回路自然循环特性实验数据，验证了所开发的程序RELAP5-FHR的准确性。采用经验证的程序开展了模化系统与原型系统自然循环特性分析，通过二者主要无量纲数对比，证明了模化实验系统可以较好反映原型系统的稳态与动态特性，表明基于模拟流体Dowtherm　A开展整体效应实验验证氟盐安全特性分析程序的合理性与可行性，进一步验证了所开发程序的可靠性。
针对FHRs商用概念设计MK1　PB-FHR的设计特点，提出了MK1　PB-FHR的安全限值。针对MK1　PB-FHR进行了控制体节点划分，并考虑了燃料多普勒效应以及慢化剂温度、冷却剂温度反应性反馈下的功率响应。开展了FHRs安全评审级基准事故瞬态分析，包括单泵失效的无保护失流事故、双泵失效的无保护失流事故、DRACS系统失效合并双泵失效的无保护失流事故、不同正反应性引入条件下的无保护超功率事故等，综合评估了MK1　PB-FHR在上述无保护事故工况下的安全特性。结果表明：MK1　PB-FHR在双泵失效无保护失流事故中堆芯出口温度超过其温度限值，原有设计的2组DRACS系统不能保证反应堆足够安全，需要提升其安全裕量；在所分析的事故中，均未发生燃料最高温度超越限值情况，其安全裕量足够；一回路结构材料316不锈钢最高稳态工作温度限值则是MK1　PB-FHR安全运行的最大限制。
综上所述，本文针对氟盐冷却高温堆特有的高普朗特数氟盐冷却工质及球床堆积多孔介质结构，开展了氟盐冷却高温堆球床堆芯流动传热特性实验研究，建立了适用于FHRs安全分析的数学物理模型，编制了FHRs安全分析的系统程序，采用整体效应实验验证了程序的正确性，并针对FHRs商用概念设计MK1　PB-FHR开展了安全评审级基准事故瞬态研究。本文工作为氟盐冷却高温堆的概念设计、性能研究以及安全评审提供了重要的实验数据与理论基础支撑。