在核电厂中,严重事故的发生概率很低,但是一旦发生事故,就会导致堆芯熔化,堆芯熔融物有可能进去压力容器下封头。下封头可能因此被熔穿,威胁安全壳的完整性,导致放射性产物泄漏的严重后果。所以,保持反应堆压力容器的完整性,保持堆芯熔融物在反应堆压力容器内(IVR)是严重事故缓解措施研究重点之一。作为一种重要的IVR保护手段,堆腔注水严重事故缓解措施已被许多在运行小功率核电站采用,为该类核电厂堆型在发生严重事故时提供足够的冷却,保证反应堆压力容器的完整性。但是对于在运行的大功率核电厂,能否通过堆腔注水的缓解措施为严重事故下的反应堆压力容器下封头提供充足的冷却,以保持压力容器的完整性,目前国际上并无定论。本论文采用数值模拟计算方法和计算软件,建立合理的计算物理模型,设置合理的边界条件,对核电厂堆腔注水系统改进后堆腔内的气流温度场、压力场、速度场的分布情况进行数值模拟,特别是RPN通道处流量分配及突台混凝土壁面温度的计算分析。分析结果表明:突台处单个MK4的散热量为37W左右,单个MK2的散热量为25.9W左右。旧保温层散热为23301.1W。新保温层散热为34747.39W。虽然新保温层内侧的温度较低,但是同时厚度也有所减小。两个因素共同作用下,导致新保温层的散热量大于旧保温层。影响水泥最高温度的最重要的因素就是锚固件的直接导热。去掉上层的锚固件,对下层锚固件的空气流场影响较小,因此,所得到的最高温度与双层计算中下层的水泥温度基本相同。在水泥突台处只建立一层锚固件时,最高水泥温度可能会随着锚固件水平位置的增高而增高,但温度增加有限。考虑到混凝土分布的不均匀性时,空气会朝着流道变宽的一侧汇集,造成了狭窄处冷却变差。因此相比较而言,混凝土不均匀时,混凝土最大温度会有增高,但是增幅很小。