福岛核事故后,中国更为严格地审核核电机组的安全性。为了分析和保证国产第三代核电技术“华龙一号”的安全性,有必要研究更为精确的反应堆物理-热工建模方法。本文首先利用MCNP软件,对“华龙一号”反应堆堆芯进行了建模。然后将MCNP计算得到的功率分布换算为单通道的轴向线功率密度,代入本课题组开发的PWR SC程序计算堆芯平均通道的轴向的温度分布及冷却剂密度分布。再用密度分布修正之前的MCNP堆芯模型,实现了可以体现慢化剂温度反应性反馈的耦合计算。并基于耦合计算得到的轴向热点因子和MCNP计算结果处理得到的热流密度径向核热管因子分析了堆芯的安全性。为了评估该耦合方法未能考虑的燃料温度反应性反馈(即多普勒展宽效应)的影响,本文采用可计算多普勒展宽的SuperMC对各类组件分别建模计算,并与MCNP相应计算结果进行了对比。发现组件下半段计算结果相似,上半段相差较大,但峰值较为接近;而多普勒展宽主要影响轴向不均匀性。最后,应用该方法分析了控制棒全插入情况下堆芯最热通道的温度分布情况,并与最冷通道作对比;探讨了燃料富集度的改变对堆芯温度峰值以及温度分布的影响;研究了功率调节棒组叠步提棒过程中不同棒位对堆芯的物理-热工影响;用计算结果证明了温度调节棒组对堆芯的影响远不如功率调节棒组。综上,本文提出的耦合方法简单、可靠。针对一系列热工安全影响因素,应用本方法得到的计算结果可以为三代压水堆今后的安全分析和改进提供参考。