本文研究的主要目的是在压水堆中使用TRISO燃料并进行紧凑型反应堆设计。由于TRISO燃料良好的防止裂变碎片逸出的能力,所以被当今反应堆设计研究所青睐。当前的研究集中于通过对设计堆芯的物理和稳态热工水力分析,验证在不采用PWR中常用的反应性补偿措施情况下,使用TRISO燃料PWR技术的可行性。为了完成反应堆设计工作,必须首先完成设计参数计算工作,确定一些重要的燃料和堆芯设计参数。对于设计完成的堆芯的分析在本文中分三个主要部分进行。首先是过剩反应性控制机理；其次是中子学设计；最后进行堆芯的稳态热工水力分析。基于输运理论的计算程序WIMS-D/4程序,基于扩散理论的CITATION程序和轻水堆瞬态分析程序RELAP5都被应用与本文的概念设计研究中。在设计中一个最重要的特点是TRISO燃料颗粒新颖的成份,它可以保证在整个燃料循环过程中反应性控制技术的实现。少量5.0 w/o的Pu-240将取代部分U-235加入TRISO燃料中,在恰当数量的控制棒作用下,该TRISO燃料微粒的使用可以不采用可溶硼系统和可燃毒物来补偿剩余反应性。由于无溶解硼(SBF)和无可燃毒物理念可以减小反应堆体积,均匀堆芯燃耗,所以更多的被应用在小型和中型反应堆(SMR)中。这种燃料的一些特性(例如：加热性能、脱盐性能和限制功率产生的性能)可以使得设计的堆芯能在比一般的PWR堆芯更低的温度和压力下运行。反应堆的功率密度也会相应的降低,TRISO燃料的使用可以保障堆芯在所有的工况下安全运行。本文的结果说明将TRISO燃料和PWR技术的结合可以得到更可行、安全的核电设计。使用少量5.0w／o的Pu-240在TRISO燃料微粒中,燃料可以在整个循环过程中显著的减少剩余反应性。在燃料的寿期初,剩余反应性从27%△k/k降到6.22%△k/k,设计中可以不再使用硼溶液系统和可燃毒物。多普勒效应、慢化剂和空泡份额数分别为-3.34 pcm K-(?)、-4.90 pcm K-1和-91.00 pcm％VM-(?)本文的稳态热工水力分析结果说明在额定工况和115%工况下MDNBR比-般PWR更大。设计堆芯的燃料芯部运行温度仅为9300C,低于UO2的熔化温度和一般PWR的燃料中心温度。在整个燃料循环中最大功率的峰值因子仅为2.10,局部的功率因子(LPF)小于2.15。在使用260 kg重金属燃料情况下,反应堆堆芯寿期可达550 EFPD。