在发生堆芯熔化的严重事故后，通过容器外冷却将堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器内是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文在参考国内外相关文献的基础上，通过先进压水堆在发生严重事故后采取带有外部冷却机制的堆芯熔融物滞留缓解策略，计算出器壁在稳态和瞬态情况下的温度场分布，这些数据可计算相应的温差应力，为后续分析器壁结构蠕变失效提供参数。具体内容如下：(1)在发生堆芯熔化严重事故后，根据堆芯熔融物滞留的理论分析，在考虑堆芯熔融物分层结构、金属熔融层集热效应等情况下，利用堆芯熔融物冷却计算模型，确定了器壁的临界热流密度以及外壁饱和冷却水的温度分布。(2)在堆芯熔融物冷却模型的基础上，计算出堆芯熔融物在下封头不同角度下传递给器壁的热流密度分布，并与美国等国家的计算结果相比较，吻合性很好，本文计算边界条件准确性高，为堆芯熔融物滞留策略研究提供了准确的边界条件。(3)本文采取数值离散的思想，综合考虑反应堆压力容器器壁物性参数随温度变化以及外壁水冷却等因素，建立反应堆压力容器器壁温度节点控制方程，利用MATLAB软件，根据高斯-塞德尔迭代法求解出相应的稳态温度场分布。从热载荷角度上，实施外部堆腔冷却的堆芯熔融物滞留策略是安全的，并且在分层结构的交界处，器壁熔化程度最严重。(4)在计算瞬态温度分布时，利用显式差分方法，在数值离散的基础上，推导出反应堆压力容器器壁上温度节点的离散方程，求解不同时刻的温度场分布，为进一步开展压力容器结构完整性失效分析提供参数。根据反应堆压力容器的瞬态温度分布，重点研究了时间步长和空间步长对计算结果的影响，器壁温度场分布随角度变化情况，节点温度随时间变化的情况，可进一步开展严重事故下反应堆压力容器下封头结构失效准则研究，包括机械、热载荷引起的应力分析、蠕变和结构完整性分析等。