日本福岛核电站事故再次证明核电的发展必须把安全放在首位,尤其是核反应堆堆芯的固有安全性,它是从根本上杜绝重大事故发生的最有效方法。反应堆的设计中,必须考虑到正常工况和各种基准事故下的运行状态,并予以分析以增强反应堆的固有安全性。本研究在非结构化网格中,采用全隐格式的有限容积法离散非稳态导热方程,采用可视化FORTRAN语言编写程序,对不同工况下堆芯温度场分布和传热规律进行了数值模拟分析,所得结果可对反应堆堆芯热工设计和固有安全性的评判提供有益参考。本文首先以均匀介质的中子扩散理论为基础,通过分析圆柱形反应堆的临界理论引出堆内释热率分布,由于释热方程中含有复杂的贝塞尔函数及余弦函数,通常很难求出其精确解,研究中为了对数值模拟的可靠性进行验证,同时明确单值性条件中各种因素对燃料棒温度场的影响,寻求并推导求得强迫对流工况下释热方程的一种近似解；同时在非结构化网格中进行数值模拟,两者比较结果充分验证了彼此的正确性,为确定温度场的分布情况和变化规律提供了可信的基础。在此基础上,以AC-600为原型采用一体化原则,数值计算压水堆(PWR)圆柱形裸堆在两种不同工况下的稳态传热情况,此堆型具有不均匀的释热率(径向为贝塞尔函数分布,轴向为余弦函数)。分别对正常运行工况和一种失流事故的堆芯温度场分布进行数值模拟,通过分析得到不同工况下,堆芯温度场的分布规律及不同工况下的温升情况。通过对计算结果的比较分析,可以评判反应堆固有安全性的能力。然后,对动态工况下分别引入随时间幂指数规律变化的正负反应性后,不同形状燃料元件温度场的瞬态传热过程进行数学分析求得其渐近解；同时对瞬态温度场进行数值模拟,并将渐近解与非结构化网格中的数值解相比较。在此基础上对核反应堆动态工况下,温度场的分布和变化规律做出分析。最后,为了使数值模拟更符合工程实际,针对强迫对流工况中冷却剂的流动情况分区研究,运用工程算法分别对层流区及过渡区和湍流区的流动状态进行分析,结合本非结构化网格程序进行数值模拟,得到更加符合工程实际的燃料棒温度场分布图。本研究所得结果可为核堆芯运行安全分析和研究事故工况下余热传热提供有益的参考。