反应堆安全壳作为包容放射性物质泄漏的最后一道安全屏障，其完整性对核安全具有重要意义，而非能动安全壳冷却系统（PCCS）作为保护放射性物质泄漏最后一道屏障的系统，其换热特性具有研究价值。当发生失水事故、主蒸汽管道破裂事故等设计基准事故时，大量高温高压的蒸汽进入安全壳，为防止其超温超压，阻止放射性物质泄漏，应用PCCS系统对安全壳进行降温降压。该系统不需要人员干预，亦不需要任何电力设施，大幅度提升了安全性和可靠性。本文研究当高温高压蒸汽泄漏后，PCCS系统投入运行时，安全壳内部及外部空气流道的流体流动与换热情况。　　本文以AP1000为研究背景，合理简化AP1000的双层安全壳结构，应用Pro-E软件建立AP1000双层安全壳三维模型，应用FLUENT对安全壳稳态工况下的空气自然循环进行仿真计算，得到正常工况下温度、密度云图等。　　本文将AP1000双层安全壳简化为二维模型，应用FLUENT对内部及外部空气流道分别进行模拟计算，内部添加含有空气的蒸汽凝结UDF，外部空气流道添加水蒸发换热UDF，应用MpCCI（Mesh-based parallel code coupling interface）耦合软件对安全壳内部及外部空气流道进行耦合瞬态计算，实现内部热量通过安全壳壁面传递到外部空气流道的过程。考虑停堆后堆芯的衰变热，以AP1000破口事故下一回路温度、压力变化为参考，合理给定蒸汽入口边界条件。随着时间增加，对流、凝结及辐射换热的热流密度均持续增大，凝结换热是对流换热热流密度的两倍左右，辐射换热所占比例较小，与对流及凝结换热不在一个量级上。对流、凝结换热热流密度在1200s前沿安全壳壁面高度的降低而减小，1200s后外部空气流道水开始蒸发，对流、凝结换热的热流密度迅速升高，在壁面10m处有热流密度峰值。外部空气流道水膜蒸发后，安全壳内温度压力逐渐稳定，小于安全壳设计压力、温度，证明PCCS系统对预防放射性物质泄漏起了重要作用。　　对于安全壳外部空气流道，事故后PCCS系统冷却水喷淋在安全壳顶端，形成水膜，沿壁面向下水膜厚度逐渐减小。在环形区域内的水膜温度较高，达到该气压下的饱和温度时蒸发，水蒸汽充斥环形区域，沿着安全壳屏蔽构筑物向上流动，直至烟囱处空气出口流出。而无冷却水时，安全壳外壁面的温度最高，沿壁面法线方向温度降低，沿壁面高度降低温度持续升高，导致双层安全壳外部空气流道空腔内为温度较高。