李美琳，林 萌，杨燕华，张 昊，龚 湛

（1.上海交通大学核能科学与工程学院，上海200240；2.国家核电技术有限公司北京软件技术中心，北京100029）

COSINE程序是我国自主开发的核电厂设计与安全分析软件之一［1］，主要由求解器、本构关系、热构件和水力学构件等几部分组成。其中，本构关系描述流体之间或流体与壁面之间相互作用，包括壁面传热和摩擦、相间传热和摩擦、局部阻力等内容，主要用于封闭守恒方程，其准确性对于程序计算结果的正确性影响很大。而且在核电站中堆芯燃料棒与冷却剂之间、稳压器内加热元件与流体之间、蒸汽发生器U形管两侧及压力容器外部冷却（ERVC）等主要都是通过壁面传热进行换热工作的，所以本构关系中的壁面传热模型对于反应堆热工水力程序计算的准确性非常重要。且流体流经燃料棒表面等壁面时，壁面温度等参数会不断变化，流体与壁面间的传热模式也就不断变化。正常运行工况下反应堆系统主要发生临界前壁面传热，其中，核态沸腾传热因应用多、机理复杂且传热关系式相差大，最值得研究，所以本文的研究对象为过冷和饱和核态沸腾传热。

壁面传热原理十分复杂，多数情况下会使用实验关联式计算，而实验关联式受参数适用范围影响很大，超出范围便可能不适用。COSINE程序要选择适用于国内反应堆包括先进反应堆的核态沸腾传热关系式，可以借鉴目前已有的反应堆系统热工水力程序中常用的核态沸腾关系式。……