近年来，压水堆核电站由于技术成熟、结构紧凑等优点已逐步成为世界各国现役及在建核电站的主要堆型。因此，研究压水堆核电机组的安全运行对于我国乃至世界核电事业的发展都至关重要。然而，在早期的压水堆核电机组设计中由于没有意识到热分层现象的存在，因此并未考虑热分层作用对其结构完整性的影响。以至到目前已有众多PWR核电站反应堆冷却剂系统受到了热分层作用的影响。其中，破坏最严重的部位当属稳压器波动管。　　所谓热分层现象即水平管道中同时存在具有较大温差（密度差）的冷、热两种流体，冷流体密度大，占据水平管道的下部;热流体密度小，积聚于管道的上部空间。当核岛稳压器波动管发生热分层时，分层流将会对管道系统产生除高温、内压、自重等既存载荷以外的相当大的非预期整体弯曲应力和局部热应力，最终可能导致波动管产生弯曲变形、贯穿性裂纹、刚性支撑失效等破坏，严重威胁核电站的安全运行。　　针对此问题，本文首先对PWR稳压器波动管发生热分层现象的成因及影响因素进行了详尽的理论分析，在此基础之上采用通用CFD软件ANSYS_FLUENT对经历热分层现象的波动管进行了3-D全尺寸非稳态流固耦合传热数值模拟，将计算控制区域扩展到波动管管壁所在的固体区域。通过对模拟工况的流态分析，选用比K-ε模型更适合于求解具有二次回流和流动分离情况的剪切应力输运模拟-SSTK-ω湍流模型。对瞬态热分层温度范围内冷却介质的物性变化情况进行研究，利用比布氏近似更有效的计算方法来评价浮升力对管内流动与换热的影响。验证不同网格划分形式的优劣及其独立性。通过在波动管沿程布置温度检测截面及在最易受波出波入热分层冲击的截面布置虚拟温度测点的方法，对瞬态热分层过程中波动管内、外壁温分布及温度沿管壁径向及周向方向的发展规律进行了深入研究，并得到了一些具有重要意义的定性与定量的结论，为以后波动管的应力分析及准确评价热分层现象对波动管的寿命损耗提供了可靠依据。