堆芯入口的流量分配不仅直接决定了临界热流密度(CHF)和热管因子,还会影响堆芯内的热工水力行为,进而影响核电站的运行限值。为了达到日本福岛事故后新的核安全标准,本文所研究的压水堆简化了压力容器下腔室堆内构件,改进了流量分配装置,改善了冷却剂的流动特性。为了验证该设计的合理性,需要对其堆芯入口流量分配及内部流场进行分析。本文采用CFD程序,针对该压水堆压力容器下降段和下腔室进行了建模和网格划分,对反应堆下降段和下腔室内的流动特性进行了计算分析,对下腔室内的构件进行敏感性分析。并在此基础上对主泵卡轴和断电两种事故工况下的堆芯入口流量分配和堆内流场进行了计算分析。正常工况计算结果表明:冷却剂在堆芯各个组件入口处的分配较均匀,满足设计要求,验证了设计的合理性,流量在中间区域分配得最均匀,仅在边缘区有减少;冷却剂在下降段出口处分配不均匀,在经过均流板和堆芯下支承板后才分配均匀;几何结构中流动阻力由大到小依次为:均流板,下降段,堆芯下支承板,防断组件;下降段和下腔室内压力最高的地方为下支承板的支承块附近区域和下封头底部区域。敏感性计算表明:均流板对内部区域起到了很好的平均流量的作用,而且能够抑制涡流的产生和发展,但会产生很大的流动阻力;防断组件对流量分配产生的影响很小,但其包含涡流抑制板,能很好的抑制涡流的产生和发展;下支承板中的台阶孔同样起到了平均流量分配的作用,但是也产生了较大的流动阻力。事故工况计算表明:卡轴事故发生后,下腔室内的流动变动更加复杂,不同环路之间产生了强烈的交混,但是下腔室内的堆内构件仍能够很好得对流量进行分配;断电事故对堆芯入口的流量分配产生的影响较小。