核电的广泛使用对于优化我国能源结构、助力碳达峰、实现碳中和目标具有重要意义。目前广泛应用于AP1000、“华龙一号”等核电机组中的直接安注接管（DVI）,在核岛主系统发生严重失水事故后会遭受承压热冲击载荷,而过大的热应力有可能导致DVI结构发生塑性屈服、热棘轮效应和快速断裂等问题,从而给反应堆压力容器（RPV）的结构完整性带来巨大威胁。为此,本文基于热-流-固多物理场耦合方法对热冲击下DVI接管的力学行为及棘轮效应进行深入研究。首先,基于对称性特征开发了AP1000反应堆压力容器瞬态热-流-固耦合计算模型,并验证了数值模型的可靠性,详细分析了危险工况下DVI接管及RPV下降环腔的三维热工水力学特性和结构动态应力响应,掌握了RPV筒体和DVI接管的动态温度分布、特殊路径下环向应力分布、Von Mises等效应力及等效塑性应变分布规律,探讨了RPV筒体和DVI接管连接区内壁应力状态发生恶化的原因,为进一步研究DVI接管表面裂纹计算和棘轮效应分析提供基础。然后,基于法国RCC-M规范在RPV筒体和DVI接管连接区建立了热力耦合作用下的表面裂纹弹塑性断裂J积分模型,验证了数值计算模型的可靠性,并对危险工况下的表面裂纹进行了安全评定,同时分析了温差载荷、裂纹深长比、双裂纹相互干涉效应对J积分的影响规律。研究结果表明:在选定工况下裂纹不会发生扩展,但温差、裂纹形状、双裂纹相互干涉效应对于J积分具有显著影响。最后,分别根据应力分类法和弹性核法对典型危险工况下的DVI接管结构进行了棘轮评定,提出了基于弹性核法的结构棘轮边界获取方法,通过平盖圆柱壳和含径向接管圆柱壳两个算例验证了该方法的可靠性,并通过弹性核法获得了DVI接管的棘轮边界。结果表明:在选定工况下结构不会发生棘轮效应,同时也反映了弹性核法在获取结构棘轮边界方面偏于保守和安全,建立的棘轮边界可用于最大程度发挥DVI接管的承载能力。