压水堆是目前世界范围内主流的商用核反应堆。在运行过程中，压水堆堆芯中物理、热工水力等方面存在强耦合作用，因此物理-热工耦合程序的开发是准确评价反应堆物理热工性能的必经之路，不确定性量化是计算软件的验证和确认以及核电厂安全分析的重要步骤。
　　以此为背景，本文以压水反应堆为对象，基于商业化计算流体动力学软件FLUENT与中子物理计算程序MCNP，构建了可用于分析压水堆堆芯物理-热工耦合特性的工具。耦合系统使用了Python脚本管理求解程序之间网格映射的数据流，并实现耦合过程的自动化运行。在所建立的分析工具中使用了NJOY2016处理ENDF标准库，将默认格式默认温度下的微观截面转换为耦合系统计算所需格式和温度下的截面值；通过在系统中调用IAPWS-IF97国际标准水和水蒸气物性参数计算模块，完成冷却剂热工物性参数的更新，进而实现了压水核反应堆负温度系数效应的引入；在计算方面，分别使用Picard迭代法和Newton迭代法，实现了核反应堆物理-热工双物理场的耦合计算；本文以压水反应堆的冷却剂失流事故为例，进行了燃料棒束通道内的物理-热工瞬态耦合分析。
　　在此基础上，为了明确耦合系统的计算结果分布范围，量化输入参数的波动对计算结果造成的影响，本文开展了针对耦合系统进行的不确定性分析研究工作。鉴于使用传统的不确定性分析方法对多物理场耦合系统进行分析时会消耗大量的计算时间，因此有必要对传统方法进行优化。本文根据WILKS公式的数学原理，从理论上对其进行优化，结合敏感性分析与不确定性分析流程，提出一种新型容忍限估计方法，并对其进行了数值验证。通过与基于WILKS公式的GRS不确定性分析方法对比，验证了新方法的有效性，并且证实所需运算量大幅度降低。最后将新方法应用于耦合系统的燃料包壳峰值温度(PCT)的不确定性量化中。