2011年3月份,日本福岛第一核电站发生全厂断电事故,堆芯丧失冷却能力,堆内温度过高,致使核燃料锆合金包壳与高温蒸汽发生锆水反应产生氢气,并引发了氢爆,造成严重的放射性物质泄漏事故。事故容错燃料（Accident Tolerant Fuel,ATF）作为一种具有更强的抵抗严重事故能力的新型燃料,被认为是传统UO₂/Zr-4燃料元件的可替代方案。目前事故容错燃料的设计概念是希望新型燃料与传统核燃料性能匹配甚至更优,考虑到我国在运和在建核电机组基本上采用压水堆技术,本文分别从大尺度（反应堆系统）和中尺度（堆芯子通道）上系统开展了装载事故容错燃料的压水堆堆芯热工水力特性研究,这将有利于我国乃至国际事故容错燃料的研究及开发,具有重要意义。本文以具有不同混合比例的2种ATF芯块材料（UO₂+10/20/30BeO和UO₂+10/20/30SiC）和3种ATF包壳材料（FeCrAl、HNLS/ML-A和SA3/PyC150-A）为研究对象,首先通过RELAP5/MOD3.4系统程序构建了装载ATF材料的CPR1000系统模型,分析了各种“ATF芯块-包壳”组合在小破口事故、小破口叠加全部安注失效事故和冷管段双端断裂的大破口事故下的热工水力特性。研究结果表明,在小破口事故和大破口事故下,各种“ATF芯块-包壳”燃料元件温度差别不大,均能控制在失效温度以下;而在小破口叠加全部安注失效事故下,3种ATF包壳均能延长失效时间,而UO₂+BeO芯块材料则比传统UO₂芯块更快失效。其次,通过COBRA-EN子通道程序,构建了装载ATF材料的1/8堆芯子通道模型,分析了各种“ATF芯块-包壳”组合在快速弹棒事故工况下的热工水力特性,并针对ATF包壳沸腾特性与Zr-4包壳的不同,开展了包壳沸腾特性敏感性分析以及包壳沸腾换热增强的热工影响分析。ATF包壳将小幅度降低包壳最大温度（MCT）、提高芯块最大温度（MFCT）,而ATF芯块将小幅度提高MCT、大幅度降低MFCT;包壳温度对沸腾特性的CHF最为敏感;包壳沸腾性能增强10%能显著降低MCT。最后,基于COBRA-EN程序构建了装载ATF材料的5×5棒束模型,开展了4种不同瞬态工况下的热工水力分析,经分析发现,ATF芯块和ATF包壳对MCT的影响不大,而ATF芯块能显著降低MFCT。