在压水堆核电站中,一回路的冷却剂将核燃料组件释放的热量导出反应堆,其出口温度的大小反映了燃料元件与冷却剂之问的换热情况。机组运行中,燃料元件超温是核反应堆运行安全的重大威胁之一,不大的超温,尽管不会发生严重的核安全事故,但对燃料元件包壳材料产生热损伤,造成寿命损耗,多次累积有可能造成核泄漏严重事故。现有的“点”温度测量,由于设置点数有限,存在监视盲区,不能全局观测堆芯温度分布。温度测点即使按热通道等设计参数布置,在实际运行中,随着燃耗、氙振荡、控制棒位置等变化,热通道和热点也会发生漂移,并不能监测到最高温度。目前在常规电站的温度场重建方面已开展了相关研究并得到了一些成果,但可应用于堆芯温度场重构的文献未见记载。为解决该问题,本文以国产某核电机组堆芯为研究对象,结合本学科领域传热、传质建模理论及现代误差分析手段,对核电站堆芯温度场重构进行了研究,得到了堆芯冷却剂和燃料元件的三维温度分布,具体内容如下。(1)针对压水堆堆芯冷却剂出口温度测点的分散布置情况,在分析测点位置分布特征的基础上,利用离散数据处理方法计算了整个堆芯的冷却剂出口温度场,即,首先采用了多种离散数据处理方法对已知测点温度进行数值计算,得到了冷却剂出口的二维温度分布图；其次,在比较计算值与测量值的基础上,用误差理论分析结果,判断各种方法的准确性和精确度；最后,通过数据分析得到了冷却剂出口温度的分布规律,该方法克服了在温度测点有限、已知数据较少的情况下,无法直接选择合适的离散数据处理方法的困难。(2)以压水堆堆芯为研究对象,在现有压水堆堆芯功率模型的基础上,结合稳态传热热量守恒方程,运用离散数据的插值、拟合,迭代法等数值计算方法,构建合理的核反应堆堆芯温度场的计算模型。模型在选择堆芯内冷却剂的流动通道时,考虑到堆芯内冷却剂的横向流动较纵向流动小得多,可以不计算通道间的质量、动量和能量交换,在兼顾计算精度和速度的情况下,将其看作是单通道模型；模型的求解在空间上采用节块法,径向以一个燃料组件作为一个节块,轴向平均划分为16个节块,便于进行数据的计算和分析,即把原来在空间坐标系中连续的物理量的场,用有限个离散点上的值的集合来代替,并进行离散求解,解决了由于堆芯的几何形状及边界条件较为复杂而无法得出其分析解的问题；堆芯热传导和传输模型分为四个部分：燃料元件传热、燃料元件与包壳之间间隙的传热、包壳管内的传热和包壳外表面与冷却剂的对流换热,通过拆分换热过程,明确了燃料元件与冷却剂之间的换热步骤,简化了模型,为计算燃料元件温度提供了合理的途径。(3)采用傅里叶函数、高斯函数、薄板样条函数、径向基函数神经网络等10种方法进行了堆芯温度场计算,并对堆芯温度场重构结果进行了对比分析,得到了合理的堆芯温度场重构方法。首先,拟合了堆芯冷却剂出口温度场,计算了堆芯总功率和堆芯各通道流量,对堆芯冷却剂温度进行了正推和反推计算,通过对这些结果的分析、比较,发现采用傅里叶函数、高斯函数、薄板样条函数、径向基函数神经网络等9种方法计算得到的结果与过程参数的基本规律相一致；接着应用误差理论,计算了堆芯冷却剂出口温度测量值和计算值的绝对误差平均值E和标准差σ,通过比较9方法的E和σ,表明采用傅里叶函数、高斯函数、薄板样条函数等8种方法得到的重构结果满足工程要求,验证了方法的可行性和准确性。其中,通过TPS方法重构得到的E和σ均最小,说明该方法最适用于该重构模型。在此基础上,得到了包壳内外表面、芯块中心及边缘不同截面的二维温度分布图,为堆芯内部温度的实时监测提供了理论依据。(4)编写了在matlab环境下运行的堆芯温度场重构软件,软件能实现参数的输入、存储、输出,数据的拟合、迭代及图示化等功能。并且利用9种不同燃耗的稳态工况对该软件进行了测试,得到了堆芯冷却剂和燃料组件各部分的温度,该结果与现场实测值相一致,验证了堆芯温度场重构模型的正确性和重构软件的可行性。