在核电站发生LOCA（Loss of Coolant Accident）和MSLB（Main Steam Line Break accident）等极限事故工况下，大量高温高压的蒸汽喷放进入安全壳的空间内部从而导致其升温升压，进而可能对安全壳的完整性造成损害。为了保护包容放射性产物的最后一道安全屏障不被破坏，达到降温降压的目的，必须对进入安全壳的高温蒸汽进行及时有效冷却。先进压水堆核电技术中的非能动安全壳冷却系统（PCCS）作为最终热阱，可以有效冷却进入安全壳的蒸汽，在72小时没有人为干预的情况下有效保证安全壳不会超压失效。对非能动安全壳冷却系统进行深入研究具有重要意义。其中，对安全壳大气空间内蒸汽与空气混合后在钢制安全壳壁面凝结换热特性的研究便是PCCS系统的关键问题之一。　　本文应用计算流体力学分析方法，对安全壳的内部结构进行适当的简化，应用Pro/E软件建立安全壳的三维几何仿真计算模型。对安全壳内稳态空气自然循环散热情况下的温度场和速度场进行分析，比较此工况下对流换热和辐射换热的大小关系。结果表明辐射换热量与对流换热量在同一个量级，且在数值上大于对流换热量。　　通过加载计算含空气蒸汽凝结换热的UDF模型实现利用FLUENT软件对安全壳内蒸汽凝结的三维数值仿真研究。计算分析蒸汽以恒定流量进入安全壳的流动分布情况以及其在安全壳壁面处的凝结换热特性，发现在此情况下蒸汽会在安全壳上部有较高的浓度且其分布形成明显的分层，在蒸汽冷凝总的换热过程中凝结换热量是对流换热量的2~3倍，凝结换热系数和对流换热系数都随着蒸汽质量分数的增加而增大，且沿安全壳壁面从上到下是递减的。对所选用的两种计算冷凝传热系数的实验关联式进行了对比分析和评价，发现采用 Uchida实验关联式的计算结果更为保守。通过对三种不同蒸汽入口条件下计算得到的蒸汽分布、凝结和对流换热系数进行对比分析，发现蒸汽入口速度对其在安全壳内的流动分布与凝结特性有显著影响。　　建立钢制安全壳外空气上升环形通道的二维轴对称仿真计算模型，对安全壳外壁面下降水膜蒸发换热与流道内的空气流动特性进行初步研究。对比分析了竖直段环形流道间距与入口空气温度对流动换热特性的影响，发现环形通道间距大小对通道内流动换热有明显影响，入口空气温度对空气上升环形通道内的流动换热影响比较明显，但对安全壳封头的换热性能基本没有影响。