核安全在核设施的设计、建造以及运行等方面都是至关重要的一环。实现核安全的目标,主要包括辐射防护目标与技术安全目标。快中子脉冲堆能够在超瞬发临界状态运行,产生可控强中子与γ脉冲的核反应堆,主要应用于国防科研以及核数据实验等方面。在其超临界运行过程中产生脉冲功率,依靠堆芯自膨胀效应引发的反应性下降进行停堆,整个运行过程持续几十至几百微秒。其安全限值与常规稳态运行的反应堆有较大不同,在脉冲爆发过程中,堆芯在短时间内获得较大温升,堆芯材料会受到较强的热冲击应力,在过高的功率条件下有堆芯损伤发生的可能。裂变产生的绝大部分能量都转化为热能使堆芯温度升高几十到几百摄氏度,热冲击应力以及材料的温度是对堆芯从核安全目标出发,核设施必须确定其运行的安全限值,对核装置的运行参数进行限制,保证在核设施运行过程中参数保持在安全水平之内。在快中子脉冲堆的运行是超临界瞬态的运行方式,每次爆发的产额在混凝土墙壁的屏蔽下对公众及环境的影响极低。分析得到堆芯安全的影响主要来源于其超临界脉冲运行中的高温升以及热应力。本文以Godiva Ⅳ快中子脉冲堆为研究对象,基于确定论方法,通过对比其他反应堆的安全限值选取原则,考虑快中子脉冲堆的运行特性,得出温度与应力为快中子脉冲堆在超临界脉冲条件下可能影响堆芯安全的主要因素,并采用保守的取值方式,留有相应裕量后给定了快中子脉冲堆脉冲运行时的温度以及应力相关安全限值,以确保反应堆在运行过程中不会发生事故,或脱离预期运行工况的事件。为了获得快中子脉冲堆运行过程中的应力特性并获得快中子脉冲堆的安全运行限制条件,本文基于数值计算方法建立了快中子脉冲堆核-热-力多相计算方法,并对快中子脉冲堆Godiva-Ⅳ的脉冲过程进行了计算。通过点堆计算得到Godiva Ⅳ堆芯在不同初始反应性条件下的温升条件,并利用蒙特卡洛计算方法得到其中子通量分布,进而得到瞬态功率分布特性。之后将功率分布条件以单向数据传递的方式导入有限元计算程序ANSYS完成多相耦合,并对快中子脉冲堆Godiva Ⅳ的三维模型进行了有限元计算,并得到不同初始反应性条件下热应力数值分析,结果很好地反映了脉冲堆爆发过程中各时刻热应力的空间分布特性以及堆芯材料的应力振动响应。最终通过计算得到的温度分布情况以及不同功率条件下材料应力响应对安全运行的影响因素作出探究,并得出限制堆芯产额的主要限制因素为堆芯脉冲爆发过程中的热应力以及温度。得出,在脉冲爆发过程中Godiva Ⅳ反应堆的反应性不应超过1.14$。