第三代核电站非能动安全壳冷却系统是专设安全设施的重要组成部分之一,它的可靠性直接影响了反应堆的固有安全性。因此对其进行可靠性分析具有十分重要的意义,而事故工况下安全壳内的压力和温度的峰值是检验安全壳可靠性的依据。非能动安全壳的换热能力是反应堆提升功率的瓶颈,对于未来CAP1400和CAP1700核电站的设计,想提高堆芯的的设计功率,最后一道安全屏障的承压能力是我们重点关注的参数,如果能够准确预测出事故后安全壳内的温度、压力的分布,将对非能动安全壳冷却系统的研究具有重要的意义。目前行业内比较专业的软件主要是采用集总参数法的WGOTHIC, TRAC, MELCOR等的软件,采用比较保守的输入参数来牺牲精度使计算结果简单化,有限元分析软件的弊端就在于要对计算域划分出庞大的网格,从而使计算时间变得冗长。程序利用西屋公司给出的蒸发冷凝关系式并且结合Peterson的理论,开发了AP1000安全壳在事故工况下热工水力计算模型,利用一维模型进行计算,同样将计算得到了大量的简化,并且具有很高的精度。这个程序的一个突出的特点是不需要对计算域进行复杂的网格的划分,便可快速计算出安全壳内温度、压强等分布情况,这个程序是专门针对AP1000以及CAP1400等的第三代反应堆安全壳进行开发,具有很强的针对性。本文还开发一个针对小尺寸安全壳实验的对比喷射蒸汽的热工程序,以验证这个程序模型的可靠性,为AP1000安全壳的热工程序的后续开发做一个基础。最后在原本程序的基础上,将输入条件改为了瞬态的质能释放的参数,以模拟实际的事故工况。利用非能动小型安全壳蒸汽喷射试验,采用单一变量法研究几种典型工况下安全壳体内空间的温度、压强等的分布情况,根据实验得到的温度场和程序对比分析得出：安全壳内的温度场分为了上册和中层空间逐步上升的温度场,下层空间上升梯度较大的温度场。上部分空间的对比结果比较理想,下层空间的温度差值很大。这个可能是程序当中没有考虑壁面射流还有辐射传热的原因。最后针对CAP1400MSLB和LOCA两个算例,将新程序计算结果与WGOTHIC程序的计算结果进行比对,验证程序瞬态质能释放模块和一维点模型,通过多组数据比对充分说明混合与热分层现象对安全壳热工分析的意义。