核电厂在运行过程中一回路冷却剂管道可能会产生破口或破裂,造成冷却剂的泄漏。冷却剂泄漏监测对于保障核反应堆安全运行十分重要,同时也是先漏后破（LBB）分析的关键依据。在多种泄漏监测方法中,在安全壳内监测特定放射性气溶胶活度浓度的方法由于可定量确定一回路冷却剂泄漏率的大小而受到了关注。在该方法的应用中,掌握放射性气溶胶的输运和损失机理是实现准确监测、定量评估冷却剂泄漏率的关键。本文通过理论分析、数值模拟和实验研究相结合的方法对放射性气溶胶粒子的输运和损失机理进行了研究。验证了气溶胶粒子输运及损失模型和数值研究方法的正确性,分析了气溶胶粒子输运、沉积和聚并规律,掌握了气溶胶粒子输运、沉积和聚并的耦合作用关系。通过对安全壳内特征放射性气溶胶输运损失过程的模拟研究,获得了所研究情况下监测值与泄漏率的对应关系。本文研究的主要内容及结论如下:（1）建立了空气和气溶胶粒子的运动模型,采用直接数值模拟耦合拉格朗日粒子追踪的方法研究了气溶胶粒子在流场中输运及损失,将计算结果与理论及经验公式对比,证明了数学模型及数值模拟的准确性。（2）采用上述方法研究了气溶胶粒子在空气中的输运和沉积,并通过实验测量了微米级气溶胶粒子在重力及热泳力共同作用下的沉积速度。分析了粒子的沉积规律,总结了重力、热泳及湍流等因素对粒子沉积的影响。研究表明,在静止流场中,热泳对小粒子（粒径小于2μm）的沉积有显著影响,热泳会加强粒子向冷壁面的沉积速度,但粒径越大重力的支配作用越明显。在湍流场中,小粒子沉积会受到湍流的影响,而大粒子沉积则主要受到重力的影响。若初始气溶胶粒子粒径为多分散分布,则沉积粒子的粒径分布与初始粒径分布不同,沉积粒子的中位径远大于未沉积粒子的中位径。粒子向侧壁面的沉积则主要受到湍流和热泳的影响,热泳会在近壁区增加粒子向冷壁面的沉积数目。（3）针对气溶胶粒子聚并理论研究及数值模拟的局限性,首次提出了采用基于随机蒙特卡罗方法的有限活跃粒子群法（MC-FASA方法）来研究气溶胶粒子的碰撞聚并问题。对气溶胶粒子进行拉格朗日建模,研究粒子的运动行为及运动轨迹,采用直接的碰撞模拟方法,可探究粒子碰撞聚并的具体细节。研究发现,聚并对粒子数量浓度和粒径的影响与粒子初始数量浓度有关,当粒子初始数量浓度为10¹³个/m³时,粒子会发生明显的聚并现象。单分散气溶胶粒子的聚并系数会随着粒径的增大而减小,多分散气溶胶粒子的平均聚并系数远大于单分散气溶胶系统,甚至达到同中位径单分散系统聚并系数的3倍。（4）基于前述研究成果,采用CFD方法对第三代压水堆核电厂安全壳内冷却剂泄漏后氟（F-18）核素的输运过程进行了研究。研究发现,冷却剂发生泄漏后,安全壳内所监测到的核素的总放射性水平在监测点处先增大后逐渐趋于稳定,以F-18为例,安全壳内的放射性水平达到平衡需要约4个半衰期时间。选择较高的监测位置有利于尽早发现泄漏,同一高度上监测点位置的改变不显著影响监测结果。本论文的研究可为核电厂冷却剂泄漏监测中的取样位置选择、安全壳大气中核素活度浓度与泄漏率对应关系的确定提供理论依据和技术支撑。