铅铋快堆（ LBFR）作为第四代先进核能系统技术论坛（ GIF）提出的六种先进核能系统之一，不仅具有高效增殖核燃料和嬗变核废料的能力，且可以满足小型模块化反应堆的要求。相较于传统压水堆，铅铋合金具有沸点高、化学性质稳定以及自然循环能力强等优点，大幅度提高了铅铋快堆运行安全性和经济性。但是，铅铋合金与常规流体在导热系数及普朗特数等物性上存在较大差异，因此开展针对铅铋快堆组件和非组件热工水力特性实验和数值研究对于铅铋合金流动换热理论研究和应用具有十分重要的意义。本文主要研究工作如下：针对铅铋快堆棒束格架原型组件，设计并加工了单棒和7棒束组件实验段，改进了西安交通大学液态铅铋实验回路的配电系统、数据测量和采集，开展了液态铅铋在单棒和7棒束组件实验段内的流动换热实验，获得了关键截面平均Nu数和局部温度分布，拟合了铅铋流动换热经验关系式。基于上述单棒和7棒束组件实验数据，以及KIT-19和ENEA-37棒束格架型组件实验数据，建立了一套适用于铅铋快堆棒束组件数值分析的湍流模型和湍流普朗特数模型。评估了国际上不同换热关系式对于棒束组件截面平均Nu数和内通道Nu数的适用性，并发现：单棒实验拟合关系式、Mikityuk、Dwyer和Ushakov可以很好地预测内通道Nu数，且数值方法中截面平均Nu数占比内通道Nu数超过0.7以上时，上述四个关系式可以很好地预测棒束组件截面平均Nu数的实验数据。在实验和数值研究的基础上，针对中国原子能科学研究院的原型组件设计方案，探究了棒束个数、节径比、内边角参数、进口温度与热流密度等关键参数对于棒束组件换热特性的影响。研究表明：棒束个数，节径比和内边角参数都会影响换热特性，而进口温度和热流密度对铅铋快堆棒束组件换热特性影响不大。本文对铅铋快堆棒束组件内铅铋换热特性进行了实验和数值研究，研究成果为铅冷快堆的设计、程序开发验证以及铅铋热工水力实验数据库的建立提供数据支撑和理论参考。