反应堆压力容器（RPV）是核电站寿期内唯一不能更换的主设备，其安全可靠性尤其重要。当压水堆（PWR）一回路冷却剂系统发生破口失水事故（LOCA）时，堆芯冷应急却系统的注入将导致RPV遭受严重的承压热冲击（PST）。第二代PWR的安注接管一般与主管道相连，接管区域的应力及温度变化程度远较RPV其他区域剧烈。AP1000先进压水堆采用向RPV直接安注方式，蓄压安注箱（ACC）、堆芯补水箱（CMT）以及安全壳内的换料水箱（IRWST）内的非能动冷却水均通过直接安注（DVI）管线注入RPV，发生LOCA时DVI接管嘴的PTS情况更加剧烈。为了能够包络RPV的大多数PTS工况，本文基于CFD方法，以流固共轭传热方式对CMT热态功能试验、CMT注入同时ADS动作、ACC安注后CMT再注入以及正常余热排出系统运行四种承压热冲击的运行工况下PRV环腔下降段内流动传热状态进行了瞬态数值模拟，研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性；并针对DVI接管嘴与冷段接管同时注入冷却水的情况开展了DVI接管嘴位置敏感性分析，研究不同高度以及不同周向角度情况下，DVI接管嘴温度瞬态变化情况。结果表明：（1）四种工况下DVI接管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈，冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大，且DVI接管嘴局部区域将发生较大的温度变化。（2）DVI接管嘴与冷段接管相对高度以及周向夹角决定了RPV环腔内流体对安注流体的阻力作用大小。安注流体所受阻力越大，DVI接管嘴与RPV内壁面相交斜面壁面温度下降越缓慢，流道缩放区域壁面温度下降越快；引流件区域壁面以及DVI接管嘴下方筒体壁面温度变化对阻力变化不敏感。以上结论将为DVI接管嘴布置方案改进以及RRV的结构设计和力学分析提供技术支持。