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%,对其进行详细的热工水力分析不仅是反应堆设计,更是核电站安全运行之关键。当前对反应堆进行精细热工水力分析采用子通道模型,其中以美国太平洋西北实验室发展的COBRA系列程序为代表。我国各核电运行和研究单位也已采用了这些程序进行压水堆热工水力过程的分析,然而我国压水堆核电技术长足发展的关键技术之一——核岛的自主化设计,不能仅仅依靠这些国外开发的商业软件,还需要自主开发适用于我国压水堆核电站堆芯热工水力分析的程序或软件。本文为研究压水堆核电站堆芯的热工水力过程并编制了相应的计算程序,以900MW压水核电站的堆芯为模拟对象。采用同心环形分割方法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,建立了堆芯瞬态过程分析的子通道质量守恒、动量守恒和能量守恒方程,考虑相邻子通道之间冷却剂质量及动量的交混,并联立各子通道,沿堆芯轴向从进口逐步推进计算至出口,从而得到各子通道沿轴向不同高度上的冷却剂质量流速和焓,并进而计算得到燃料元件上不同高度处的温度。利用所建立的理论模型和开发的计算程序,本文以900MW压水堆稳态以及参考硼稀释事故下堆芯功率骤升的瞬态工况,对堆芯的热工水力参数进行了计算。稳态计算以100%功率运行为计算工况,计算结果与该压水堆运行的实际数据基本一致。瞬态计算假定堆芯活性区功率在2秒钟的时间内骤然线性上升至300%额定功率,计算该时间段以及其后堆芯热工参数的变化过程,结果表明在功率提升至271%额定功率时,堆芯的传热进入膜态沸腾,出现传热恶化,燃料棒包壳外表面的最高温度上升至正常运行工况下温度的2倍。