随着国家经济的持续发展，能源短缺已成为制约经济健康、稳定、持续发展的重要因素。核能已成为我国解决能源问题的重要措施。压水堆核电站运行过程中，部分瞬态工况下稳压器波动管存在显著的热分层，这会对波动管产生较大的热冲击和温度震荡，导致波动管发生热疲劳，增加管道出现热疲劳失效的可能性，同时由此产生的管道变形可能导致管道总体弯曲与设计中的设计弯曲不一致。是以对热分层现象的探究对于保证核电站的安全、稳定和可靠的运行具有积极的意义。本文以压水堆稳压器波动管热分层现象为研究对象，主要开展以下几方面的工作：首先分析了稳压器波动管热分层现象产生的原因和机理，给出了影响热分层现象的关键参数；然后建立了数值计算模型，模拟了几种稳态情况下热分层状况，并与理论分析进行了对比，验证理论分析的结论，接着根据稳压器波动管的热分层进行相应的瞬态工况数值模拟，分析了多种瞬态工况下的稳压器波动管热分层现象，得到管内流动情况和温度场，并对模拟结果进行分析研究提出换热器的改进措施；最后利用核电站调试机会，开展稳压器波动管热分层温度场分布试验研究。此次试验是国内首次利用核电站调试机会开展真实电站稳压器波动管热分层试验，通过对试验结果的分析，论证理论研究和数值模拟的准确性。本文所做的工作为进一步研究稳压器波动管的疲劳和应力分析提供必要的输入条件，为后续核电厂稳压器热分层现象的研究和安全评审奠定必要的基础，同时还可以将结果应用于国内同类型核电站的稳压器波动管设计寿命的分析工作，具有重要的理论价值和现实意义。