陈 薇，王 盟，丁铜伟

(1.国核(北京)科学技术研究院有限公司，北京 100029；2.国家国防科技工业局 核技术支持中心，北京 100037)

第三代核电站的一个显著特点是广泛采用非能动安全系统，非能动安全系统的应用可有效降低堆芯熔毁概率和放射性物质泄漏，提高了系统运行的可靠性[1]。非能动余热排出换热器是其中的关键设备，其换热性能直接关系到整个系统的安全性和紧凑性。非能动余热排出换热器通常浸没在大容积冷却水池内，通过与管外流体的对流换热导出反应堆衰变热。系统刚启动时，大容积冷却水池内流体过冷度较大，换热管外侧为单相对流换热，随冷却水温度的升高，换热管外侧转变为过冷沸腾直至饱和沸腾。

换热器管外流体运动特性复杂，借助CFD手段捕捉管外流体运动特性，可为非能动余热排出换热器的设计提供支持。薛若军等[2]用FLUENT软件研究了管外流体单相自然对流换热，但对于两相自然循环，由于涉及到过冷沸腾等复杂现象，CFD程序的适用性有待进一步验证，C型等复杂结构换热器管外流体两相自然循环特性的研究也几乎未开展。

本文建立C型换热器管外流体简化分析模型，模拟反应堆安全壳内置换料水箱(IRWST)冷却水池中典型的两相自然循环特征，计算结果可为非能动余热排出换热器的设计提供支持。

1 数值方法[3-4]

本研究的难点是如何模拟大容积冷却水池内的沸腾特性。目前，壁面热流分配模型(RPI)已成功用于流动条件下过冷沸腾模拟，如竖直环管内过冷沸腾现象[5]、反应堆燃料组件CHF预测[6]等。……