压水堆核电站严重事故下，堆芯锆合金将与高温水蒸汽发生反应生成氢气。氢气通过一回路压力边界破口将被释放到安全壳。氢气在安全壳内的聚集将导致氢气燃烧甚至爆炸，将危及安全壳完整性，是放射性物质释放到环境中。为了缓解严重事故下的氢气风险，压水堆核电站安全壳通常使用非能动氢气复合器与点火器来降低氢气浓度。本文调研比较了现有的严重事故氢气分析程序，总结了各类程序的特点；依据秦山二期核电站安全壳图纸，建立了安全壳几何模型；采用计算流体力学程序GASFLOW，研究了严重事故氢气/水源项、安全壳内构筑物表面的水蒸汽凝结对安全壳内氢气分布及氢气燃烧风险的影响，比较了GASFLOW中的主要凝结换热模型；评价了安全壳内非能动氢气复合器布置方案的消氢效果，依据评价结果对复合器布置方案进行了改进，并对改进方案进行了评价，总结了复合器布置的原则；分析了安全壳喷淋温度、流量、方向对严重事故下安全壳内氢气行为的影响，给出了安全壳喷淋设计的优化建议；最后，以波动管大破口事故为例，分析了严重事故下秦山二期核电站安全壳内热工水力现象以及氢气行为。