在核电机组发生冷却剂丧失事故时,堆芯补水箱以及安注水箱会向堆芯中注射大量的浓硼水,以此来控制其反应性,从而加速停堆。AP1000核电机组由于其非能动安全系统使得机组在发生紧急事故时不需要外部电源的输入就可以实现安注过程,使得机组的安全性得到保证。但是由于堆芯补水箱和管线之间是连通的且存在硼浓度梯度,因此会引发硼扩散问题,这不仅会降低堆芯补水箱安注过程的硼浓度从而使其保证安全性的能力得到削弱,而且还有可能导致大量的硼向一回路中泄露从而在一定程度上降低堆芯的输出功率。本文针对堆芯补水箱及相关管线的硼扩散问题进行数值研究,对造成系统内硼扩散的原因进行了深入讨论,提出了减少硼扩散的方法、给出了安注过程注水硼浓度控制的相关策略。所开展的主要研究内容及创新性成果如下:（1）首先,通过对堆芯补水箱中取样及静态扩散过程进行数值模拟,找出了堆芯补水箱及其连接管线的硼迁移规律,比较了二者对扩散过程的贡献,讨论了取样位置对硼浓度测量结果的扰动性,并通过对堆芯补水箱进行硼浓度监测,给出了硼浓度预测曲线,以此来预测机组运行寿期末时堆芯补水箱的硼损失。（2）其次,讨论了补水过程时补水流量和补水位置对堆芯补水箱硼浓度再分布的影响,关注了补水过程引发的“T”形连接管的热疲劳问题,给出了既可以促进堆芯补水箱内硼浓度均匀混合又可以降低“T”形连接管热疲劳的补水策略,同时研究了补水过后连接管向一回路的硼泄露规律,给出了连接管的硼浓度预测曲线,以此来预测在不同运行时间下扩散到一回路中的硼量。（3）最后,在发生冷却剂丧失事故时,安注过程会引发堆芯补水箱及相关管线的汽液两相流问题,而硼只存在于液相中,因此系统内的汽液两相流问题又会进一步引发硼浓度的再分布。本文通过使用VOF多相流模型,研究了一回路蒸汽含量对堆芯补水箱及其相关管线汽相分布及安注水硼浓度的影响,分析了安注流量对安注硼浓度的影响,给出了安全注水过程注水硼浓度控制的相关策略。