程 坤 陆雅哲 陈宏霞 吴 鹏 初 晓

（核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213）

0 引言

浮动核电站是搭载有小型压水堆的海洋船舶装备，具有能源输出高效稳定、清洁环保、机动性好等优点，是解决我国近海岛礁与远海稳定能源供应难题的理想途径[1]。由于船舶载体的内部空间有限，现有浮动核电站设计（如中国ACPR50S、俄罗斯KLT-40S 等）多采用结构紧凑、换热高效的螺旋管直流蒸汽发生器作为反应堆一、二回路间的关键换热设备[2]，其运行稳定性将直接影响浮动核电站的能源输出品质和反应堆安全。

作为直流蒸汽发生器中实现能量传递的核心部件， 螺旋换热管内存在的汽液两相流动不稳定性是直流蒸汽发生器安全可靠运行的重要威胁。 两相流动不稳定性会引起并联螺旋管内流量、 压降和空泡份额等热工参数的大幅振荡， 造成螺旋管发生热应力的交替变化及机械振动， 甚至导致蒸发器传热管破裂（SGTR）等事故的发生。 国内外研究者针对螺旋管内汽液两相流动不稳定性诱发机理、影响因素、不稳定边界及预测技术等开展了大量的理论分析、数值仿真和试验研究。 本文基于公开发表的文献，综述螺旋管内两相流动不稳定性的国内外研究进展和重要成果， 分析过去研究中不足并提出未来研究的相关建议。

1 静态条件下螺旋管内两相流动不稳定性研究

两相流动不稳定性是动力装置热工水力研究领域长期关注的重点问题之一。……