核反应堆热工水力系统分析程序（简称“系统程序”）例如RELAP5、CATHARE、TRACE等对核能技术的发展起到了非常重要的推动作用，是目前进行核反应堆热工水力系统安全分析的主要理论工具。现代的系统程序基本都属于确定论安全分析方法，通过将核反应堆复杂系统中的管道、泵、压力容器、稳压器等设备部件划分为一系列的一维控制体和一维连接件，采用两流体模型来解决热工水力学的两相流问题，得到核反应堆系统的热工水力行为。然而用于压水堆的系统程序仍存在诸多不足之处，为了适应核能技术的发展，需要不断改良以及扩展功能以获得更先进的安全分析工具。
本文首先基于大型成熟系统程序RELAP5/MOD3，从计算稳定性、数值精度和经验关系式方面对其进行性能改进并且通过数值实验、分离效应实验和整体效应实验进行验证，获得更为先进的系统程序。然后在此基础上研究了CFD软件FLUENT与RELAP5的先进多尺度耦合方法，以及模块化事故分析程序MAAP4的安全壳模块与RELAP5的直接耦合方法。最后利用MAAP4/RELAP5耦合程序分析了我国第二代自主化压水堆CPR1000在两英寸小破口失水（SBLOCA）设计基准事故（DBA）下安全壳和主系统的行为响应，并且对CPR1000的稳压器卸压功能延伸这一事故缓解措施对SBLOCA和全厂断电（SBO）始发事故下安全壳和主系统的影响进行了分析。
在计算稳定性的改进方面，本文通过修正RELAP5动量方程中的虚拟质量力形式和增加界面压力项使RELAP5两流体模型的特征根全部为实数来保证模型的双曲性，实验证明改进后的RELAP5在不同控制体划分方案下能够取得收敛的结果，计算更加稳定。在数值精度的改进方面，采用了带有flux　limiter特征的总变差减小（TVD）离散格式替换RELAP5程序中对流项的一阶迎风离散格式，程序因此在空间上获得二阶精度。证明程序的数值扩散因此得以改善。对于经验关系式，借鉴CATHARE程序中的相间阻力模型用于竖直通道内棒束区泡状流/弹状流型下的相间阻力系数计算。整体效应实验证明新的相间阻力模型提高了RELAP5对中小破口LOCA的预测准确度。
将系统程序与其他程序进行耦合可以看作扩展了系统程序的功能。采用用户自定义函数（UDF）和Windows系统下的动态链接库（DLL）将FLUENT与改进后的RELAP5进行了多尺度显式耦合。对闭合环路内的单相流动算例进行了计算，与RELAP5独立计算得到的结果相比符合很好，验证了这种耦合方法具有现实可行性。为了更好地对安全壳与主系统进行整体安全分析，将MAAP4与RELAP5进行了直接耦合。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例验证了这种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。
采用MAAP4/RELAP5耦合程序对CPR1000两英寸小破口叠加辅助给水失效的事故进行了分析。高压安注系统和安注箱的存在防止了堆芯严重事故的发生，安全壳喷淋系统抑制了安全壳压力的上升。此外，以CPR1000小破口叠加辅助给水、高压安注系统失效和全厂断电叠加辅助给水、高压安注系统始终失效为始发事故序列，采用MAAP4/RELAP5耦合程序分析了稳压器卸压功能延伸措施对主系统和安全壳的影响。该措施及时将主系统压力降低至低压安注系统能够投入的压力水平，同时造成安全壳压力上升到接近0.4　MPa。因此为保证安全壳的结构完整性，要求非能动氢气复合器能够有效降低氢气浓度，避免安全壳因氢气燃爆引起的额外升压而导致超压失效。
本文对系统程序RELAP5的性能改进和通过耦合实现功能扩展的研究，对于提高在役第二代以及在建第三代压水堆核电站热工水力系统的安全性能都具有重要的参考价值和实际意义。