反应堆安全是核电厂运行的关键,在核电厂事故中冷却剂丧失事故（Loss Of Collant Accident,LOCA）极有可能导致堆芯熔融甚至放射性物质泄漏,因此对该事故的研究备受关注。在压水堆中发生LOCA事故时,通常会伴随发生逆流流动（Counter Current Flow,CCF）,即液体向下流动,气体向上流动,它们在界面处相互作用,界面处的剪切力随气体流量的增加而增加,气体流动方向与液体向下流动相反,这限制了液体向下流动。两相流动方向相反时,气体反向流动导致液体向下流动受限的情形称为逆流流动限制（Counter Current Flow Limitation,CCFL）。在大破口失水事故下,CCFL现象会导致反应堆压力容器下降段内应急冷却水的注入受阻,部分或全部冷却水被堆芯内产生的反向蒸汽带走,进而旁流至破口环路,导致进入下腔室内的冷却水流量不足,延迟堆芯被再次冷却的时间,对反应堆安全有着直接影响。论文以最佳估算程序RELAP5为工具,针对单一环路冷段发生大破口事故时,压力容器下降段内的CCFL现象进行研究。主要内容如下:（1）采用最佳估算程序RELAP5建立UPTF Test6实验台架模型,在模型参数和收敛条件确定情况下,根据溢流关系式参数、阻力系数以及节点划分方案,对RELAP5程序的CCFL现象的计算能力进行敏感性分析。结果表明,在竖直方向上增大阻力系数后,下腔室内首次注水的时间从54.4s降低至51s,注水初期下腔室注入流量的相对误差从44.8%减少至4.2%,可以较好的体现出大尺寸模型下周向的不均匀性;在针对UPTF Test 6进行计算时,30K过冷度内对蒸汽的冷凝量有所高估;300kg/s注气量下,实验中破口排出的蒸汽总量为1.83t,RELAP5计算结果为1.46t;TRACE程序计算结果为1.29t;高估的冷凝水量对压力容器内压力有明显影响,对下腔室注水流量影响较小。（2）在分析RELAP5程序对CCFL现象数值计算能力基础上,结合UPTF Test7实验和缩小比例实验台架MIDAS进一步对非均匀注水过程进行计算,针对变流量子阶段工况进行研究分析。结果表明,由于存在泄水阀门,压力计算值中的振荡频率相比实验值更快;注水初期压力变化的实验值和模拟值的阶段性变化反映了实验中观察到的水塞现象;每个子阶段的现象都强烈依赖于前一子阶段的结果;缩比实验的周向不均匀性相比UPTF实验更小,不同的蒸汽流量变化率会导致蒸汽凝结比随蒸汽流量的变化趋势不同。（3）鉴于比例模化方法为该问题目前常用的研究方法,因此在前述研究的基础上,结合UPTF Test 6实验进行模化缩比研究计算。对三层次比例分析法、H2TS比例分析方法（Hierarchical Two-tiered Scaling Analysis）和改进线性法这三种缩比方法的适用性进行对比分析。计算结果表明,Ishii三层次比例分析和H2TS方法在压力分析结果的一致性上更具有优势,改进线性法缩比的模型在ECC水旁流现象、CCFL现象以及流量上与原型的相似性更好。