铅冷快堆在核燃料增殖和核废料处理方面具有独特优势，是一种极具发展潜力的第四代核能系统。小型自然循环铅冷快堆采用一回路全自然循环冷却技术，消除了由于液态金属泵带来的制造和运行难题，有效提高了铅冷快堆的工程可行性和非能动安全性。作为一种新型的先进核能系统，小型自然循环铅冷快堆的相关关键技术仍处于探索和攻关阶段，其中与自然循环冷却密切相关的热工水力学现象和瞬态安全特性是发展该新型反应堆亟需进行探索和研究的关键问题之一。本文从设计方法研究与程序开发、方案设计与特性分析、瞬态安全分析三个方面开展100MWth级小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100热工水力设计与安全分析研究，具体工作如下:　　(1)围绕小型自然循环铅冷快堆全自然循环冷却的特点，发展了适用于该新型反应堆的单通道分析模型和堆芯流量分配计算模型，开发了单通道模型计算程序LFR-SIN和堆芯流量分配程序LFR-DIS，并开展了相关程序验证计算。验证结果显示，所开发程序的物理模型正确，计算结果具有较好的准确性和可靠性，可应用于SNCLFR-100的热工水力设计分析研究。　　(2)基于所开发的单通道模型计算程序LFR-SIN和堆芯流量分配程序LFR-DIS，完成了100MWth级小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100热工水力学方案设计，开展了堆芯流量分配特性、堆芯子通道特性和堆芯关键参数敏感性分析等堆芯热工水力学特性分析。设计和分析结果显示，燃料最高温度、包壳最高温度、冷却剂最大速度等关键热工水力学参数均小于相关安全限值，满足设计要求，方案具有可行性。　　(3)针对小型自然循环铅冷快堆堆内多维复杂流动现象突出的问题，开发了适用于该新型反应堆的瞬态安全分析程序FLUENT/PK。FLUENT/PK是基于商用CFD与点堆动力学耦合的瞬态安全分析程序，可以精确模拟反应堆堆内冷却剂的多维复杂流动现象，从而提高反应堆安全分析的计算精度。FLUENT/PK采用与多物理耦合快堆安全分析程序SIMMER-Ⅲ相互验证的方法进行程序验证。验证结果显示，FLUENT/PK的物理模型正确，计算结果具有较好的准确性和可靠性，可用于SNCLFR-100的瞬态安全分析研究。　　(4)基于FLUENT/PK开展了100MWth级小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100有保护超功率(PTOP)、无保护超功率(UTOP)、有保护失热阱(PLOHS)和无保护失热阱(ULOHS)四类典型事故的瞬态安全分析研究。安全分析结果显示，在各类典型事故中，SNCLFR-100均表现出了出色的非能动安全性，所有反应堆安全监视参数均小于安全限值，反应堆安全性可以得到有效保障。　　本文工作完成了100MWth级小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100的热工水力学方案设计和瞬态安全分析，开发了单通道模型计算程序LFR-SIN、堆芯流量分配计算程序LFR-DIS和瞬态安全分析程序FLUENT/PK，初步建立了该新型反应堆热工水力与安全分析研究的理论和工具基础，掌握了该新型反应堆热工水力设计关键技术，验证了该新型反应堆的非能动固有安全性。　　本文相关研究成果有助于我国自主掌握小型自然循环铅冷快堆热工水力设计与安全分析关键技术，提升我国在铅冷快堆领域的自主创新能力，同时可为中科院正在研发的铅基冷却ADS嬗变系统的提供经验积累和技术支持，具有重要的研究意义和应用价值。