作为人类所使用的重要能源之一的核能，因其突出的环保性和经济性，是各个国家重点发展的对象，因其在利用过程中产生的放射性，安全性在核能利用方面占据尤为重要的地位。压水堆是目前世界核电站所采用的主流堆型，占据当前全世界运行机组的60%；在我国运行的核电机组中，压水堆所占的比例更是高达87%。本文针对核反应压水堆堆芯和一回路系统的两个重要的安全因素：堆芯热工和一回路水锤进行了深入的理论研究和数值计算。结果不仅为核反应堆的设计及安全运行提供理论依据，且为反应堆一回路系统设计时消除或减轻水锤危害提供理论借鉴。本文以900MW压水核电站的堆芯为模拟对象，利用COBRA-IV子通道模型堆芯分析软件，将堆芯燃料组件及冷却剂流道截面由内至外划分为子通道，并考虑相邻子通道之间冷却剂质量及动量的交混，对反应堆进行热工分析。得到了冷却剂在各子通道在轴向不同高度上不同截面的冷却剂质量流速的分配；并利用质量、能量和动量以及其离散方程求得冷却剂在各子通道轴向的温度分布；利用堆芯导热模型，进一步计算得到各子通道燃料棒包壳外表面轴向温度分布和各子通道燃料芯块轴向不同高度处的温度分布，验证其是否达到了热工设计准则中所要求的标准；根据各子通道临界热流密度和实际热流密度得到堆芯各点的DNBR值，并分析反应堆堆芯的安全裕度；最后，将计算结果与运行结果进行比较，验证计算结果的准确性。本文采用特征线法，针对900MW压水堆一回路系统设备特点建立了完整的数学物理方程和相关边界条件。结合水头平衡方程，阀门运动曲线，以及泵的全特性曲线等分别建立了启泵和停泵以及止回阀运动的模型；并利用FORTRAN语言开发了水锤计算程序，对含止回阀的3泵并联在启动及切换工况下的水锤特性进行了数值计算。得到了压力瞬变时间和幅度、流量瞬变等关键参数。计算结果发现存在两种主要的水锤过程和两种压差突变。两种水锤过程均发生在阀门关闭的支路，其剧烈程度主要由泵的启动方式决定，并且都呈现震荡衰减的波动趋势；计算结果中还发现两次比较明显的压力突变现象：第一次发生在6秒切换泵后，在停泵支路会出现一个短暂的流量不降反升，但由于停泵支路的阀门还处于全开状态，并未在该支路造成很大的压力震荡，而流量的变化传递到还没来得及启动的支路，由于该支路阀门还未开启，造成了一个剧烈的压力波动；另一次压力突变发生在6秒后支路阀门完全开启的瞬间引起的压差波动。