摘要：在轻水反应堆（LWR）的设计、安全和运行中，热工水力学和中子物理学问题仍然具有挑战性。由于缺乏对这些问题相互作用复杂机理的充分理解，不得不采取保守的安全限制。这阻碍了核电站的优化设计，结果导致经济性的损失。随着计算机技术的不断发展，程序的能力大大增强，从而使得以前不能实现的先进安全评估方法和优化设计成为可能。事实上,在过去几十年里，最佳估算（BE）中子物理和热工水力计算是独立进行的，它们之间的联系很少，而现在利用耦合程序技术开发新一代计算工具成为可能。对于堆芯中子物理与一回路热工水力间存在强烈耦合作用的事故，特别是在堆芯不对称过程导致局部空间功率变化的情况下，必须采用耦合程序分析。在本研究中，强调了在核电站复杂假想事故中，堆芯三维行为计算模拟已达到成熟水平的事实，并概括给出了耦合程序技术的典型应用及其主要特点和限制。

摘要：热工水力性能较高的PWR定位格架要求低压损耗和高临界热流密度（CHF）。因此，数值计算流体动力学（CFD）进行了在条带和混流翼结构中的压力损耗研究。此外，为了研究用于预测CHF棒位置的CFD模型的适用性，还对水质偏离泡核沸腾（DNB）试验进行了单相流CFD模拟。在DNB试验中，棒表面流体的能量变化由该棒传递来的热量（内部换热量）和其他棒传递来的热量（外部换热量）之和决定。并且假设焓的增加和近壁面流速的减少会影响CHF行为。CFD使模拟包括定位格架、棒束的复杂流场和估计棒表面周围的局部流速和焓分布成为可能，并认为近壁面的局部流速和焓的分布决定了两相流结构的初始条件。这些研究结果表明单相CFD能在为提高CHF性能而进行的PWR定位格架设计中起重要作用。