如何提高轻水堆在正常运行工况和事故工况下的安全性一直是反应堆热工水力与安全领域的研究重点。然而,对目前的反应堆设计进行大尺度的变化是十分不便且困难的,因此最理想的轻水堆安全性强化方式是进行燃料革新。在福岛核电站事故后,美国国家能源局于2012年正式将先进轻水堆燃料研发的主题迅速由原先的增强性能转变为耐事故研究,提出了轻水堆事故容错燃料（Accident Tolerant Fuels,简称ATFs,国内也有学者译为耐事故燃料）研究计划,旨在根本性提高反应堆抵御极端事故的能力。本文围绕轻水堆内事故容错燃料热工水力性能分析与堆芯优化设计研究开展了相关数值模拟仿真工作。其中,研究的ATFs候选材料包括6种ATFs芯块候选材料UO2+Be O、UN、U3Si5、U3Si2、UN+U3Si5、UN+U3Si2和2种ATFs包壳候选材料Fe Cr Al（APMT）、Si Cf/Si Cm（SA3/Py C50-A）,采用的模拟仿真工具包括反应堆热工水力学系统分析程序Relap5/Mod3.4、反应堆热工水力学子通道分析程序COBRA-EN和蒙特卡洛中子物理计算程序RMC,构建的反应堆模型包括完整的5×5燃料棒束组件模型、八分之一的17×17燃料棒束组件模型、八分之一的反应堆堆芯模型和CPR1000轻水堆节点模型。首先,通过COBRA-EN程序对ATFs芯块-包壳体系在4种反应堆基础事故瞬态下的燃料温度行为进行了分析,并测试了ATFs芯块候选材料和ATFs包壳候选材料的临界功率,验证了ATFs在事故瞬态下具备较好的耐事故能力。接下来,为了进一步评估ATFs芯块候选材料在真实反应堆事故瞬态下的热工水力行为和安全性,考虑了反应堆事故瞬态过程中反应性反馈效应的调节作用,通过Relap5/Mod3.4程序和COBRA-EN程序模拟了UN和UN+U3Si2在全失流事故（CLOFA）和反应性引入事故（RIA）下的热工水力行为,对UN和UN+U3Si2的反应性反馈效应作用进行了理论分析和详细讨论。基于前面的研究工作,发现ATFs的热工水力行为与UO2-Zr有较大的差异,所以进一步探讨了ATFs芯块-包壳体系与现在典型的轻水堆堆芯设计的适配性。最后,本文分别对装载ATFs芯块-包壳体系的轻水堆堆芯冷却剂通道几何尺寸和燃料棒束组件内燃料棒几何尺寸进了敏感性分析,通过敏感性分析进行轻水堆堆芯优化设计研究。热工水力性能分析结果显示,热扩散系数和蓄热系数较高的ATFs芯块可以获得较低的最大燃料中心线温度（MFCT）,但是容易在事故瞬态过程中造成更高的燃料包壳峰值温度（PCT）和更低的最小偏离核态沸腾比（MDNBR）。虽然ATFs芯块的临界功率比较低,但是其反应性负反馈效应较强,所以可在事故瞬态下获得更低的反应堆功率;热扩散系数较低的ATFs包壳能小幅度提高临界功率比,其中Fe Cr Al（APMT）包壳可以获得较低的PCT。轻水堆堆芯优化设计分析结果显示,轻水堆堆芯冷却剂通道横向长度增加10%可以大幅降低RIA下ATFs芯块-包壳体系的PCT;燃料棒直径为9.0mm的U3Si2-Si C设计可以获得较为适宜的燃料温度、较高的MDNBR和较好的中子经济性水平。