反应堆热工水力分析程序根据网格尺度分类为多种程序。网格尺度大的分析程序能对整个系统进行计算,但其分辨率低,不能在局部区域给出详尽的计算结果。网格尺度小的分析程序能对局部区域进行计算,但其模拟结果缺少系统整体响应,对于某些特定工况适用性较低。同时,核电站涉多个相互存在着复杂相互作用关系的物理场,如果计算中仅考虑自身物理场的影响,会导致计算结果缺乏其他物理场的响应。因此,采用多物理过程耦合及多尺度耦合方法进行反应堆仿真计算,可以大大提高仿真结果可靠性和精确性。首先,本文以秦山Ⅰ期核电站为对象,利用热工水力子通道程序COBRA（Coolant Boiling in Rod Arrays）和堆芯物理计算程序REMARK（Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics）建立堆芯热工水力模型与堆芯物理模型,并分别采用松耦合与Picard迭代的耦合方式进行核热耦合程序开发,同时对不同的耦合方式在耦合计算中产生的影响进行分析;使用模块化的系统程序THEATRe^TM对秦山Ⅰ期主冷却剂系统建模,并与开发的核热耦合程序进行耦合,获得主冷却剂系统多尺度多物理过程耦合计算程序。使用主冷却剂系统耦合程序对稳态满功率工况、反应性引入事故、主泵断电事故、紧急停堆事故和高功率快速降负荷工况进行计算,通过对稳态计算与瞬态计算结果进行分析,分析结果表明,稳态计算相对误差满足仿真精度要求,瞬态计算结果变化趋势与实际过程相符,证明了程序具有完成主冷却剂系统仿真能力。其次,为对精细化的物理热工耦合进行研究,本文以秦山Ⅰ期核电厂燃料组件为对象,利用基于特征线法求解三维中子输运方程的物理程序与子通道程序建立精细化的物理模型与热工水力模型,并针对精细化耦合提出了一一对应的网格映射方案及基于拟合法的积分平均数据传输方法,同时使用Python语言编写外部控制程序控制程序间的网格映射、数据传递和收敛判定,完成精细化核热耦合程序开发。使用精细化的核热耦合程序对3×3燃料组件及秦山Ⅰ期燃料组件进行稳态计算,通过与参考值进行对比,证明所开发的精细化程序满足仿真精度要求。通过本文的工作,完成了多尺度多物理过程耦合程序及精细化的核热耦合程序的开发,经过验证计算,证明所开发程序可以对反应堆安全分析和反应堆燃料组件设计等领域提供参考与预演功能。