非能动安全壳冷却系统（Passive Containment Cooling System，简称PCS）是第三代核电厂AP1000安全系统的重要组成部分，也是国家“大型先进压水堆”重大专项的核心研究与开发内容之一。也是控制放射性污染物外泄的最后一道屏障，其可靠性及热导出性能直接关系到核电厂的安全。大型先进压水堆示范工程项目是国家中长期科技发展规划（2006－2020）重大专项之一，是我国在已有的技术、工业和人才资源基础上，充分消化吸收国外先进技术，立足自主研发，使我国具有独立自主设计建造和批量发展具有先进技术水平、拥有自主知识产权的第三代压水堆核电机组能力的重大举措。大型先进压水堆的技术方案消化吸收了AP1000技术，开发出电功率大于1350MW拥有完全的知识产权的大型先进压水堆核电厂。　　首先，本课题阐述了非能动安全壳冷却系统的国内外研究现状，归纳分类了与PCS热工特性相关的理论及试验研究，包括液膜的传热特性，液膜的稳定性、通道热通风特性及系统整体热工特性等，总结了PCS性能优化的已有措施。本课题从流体力学出发对非能动安全壳冷却系统的热工特性进行了分析，从理论层面讨论了PCS性能优化方案可能的技术路线。本课题结合传热学、传质学及流体控制工程等领域的研究成果，提出了三项PCS性能优化方案：（1）喷淋流量精确控制方案；（2）直接蒸发式非能动自冷却导流板方案；（3）低沸点冷却剂喷淋方案，并通过数值模拟对各优化方案的效果进行了评估。　　在喷淋流量精确控制方案的研究中，本课题提出了广义非能动系统的概念，并提出了广义非能动系统的构造方法及判定准则，这拓展了非能动概念的范畴，增加了应用非能动理念进行系统设计的可操作性及灵活性。本课题设计并研制了用于PCS流量精确控制的广义非能动流体控制单元（GPFC）工程样机 GPFC-00，通过试验验证了广义非能动系统概念的合理性及实际应用的可行性。广义非能动流体控制单元是一种具有高可靠性的新型流体控制组件，用于对管道中流体的流量进行精确的控制，其突出特点是参数适用范围广泛、具有非能动特性及控制的灵活性。在直接蒸发式非能动自冷却导流板方案的研究中，本课题提出物理场均衡性可以作为衡量PCS系统外部通风性能的综合指标。通常衡量PCS系统的性能的指标是安全壳外表面及内表面的换热系数或努塞尔数。本课题提出了以安全壳外部通风通道物理场均衡性衡量PCS系统外部通风性能的观点，物理场均衡性的量化指标是物理场熵。在低沸点冷却剂喷淋方案的研究中，本课题通过数值模拟及温度场熵分析方法证明了低沸点二元共沸混合物作为喷淋冷却剂可对PCS热导出过程起到明显的强化作用。同时，对于该方案的实施，本课题对具体的工程实施细节进行了讨论。　　本课题旨在通过理论分析，数值模拟及试验研究，揭示PCS热工特性，并提出一系列可行的PCS性能优化方案。本课题的研究成果将成我国核工业自主知识产权技术体系中的一环，为未来大型先进压水堆核电厂的设计及工程实施提供技术储备。