田永生，季万祥，陈增桥，王乃华

（1 山东建筑大学热能工程学院，山东济南250101； 2 山东大学能源与动力工程学院，山东济南250061）

引 言

池沸腾作为一种有效的传热方式，在核电系统[1]的关键设备中得到了广泛的应用，沸腾的研究对核电工业至关重要，且大多数池沸腾应用于管束[2]，如蒸汽发生器、应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统和乏燃料池，这些系统中均有应用大长径比垂直管（棒）束池沸腾换热模式。管束是受限空间的一种形式，受限空间内的池沸腾对于工业设计具有重要意义。与此同时，气-液两相流动与换热特性的研究在过去得到了广泛的研究，从基础实验到小规模实验，再到复杂的虚拟实验，公式和经验关联式之间存在明显的差异，甚至是矛盾的趋势[3-4]。气-液两相流的流动特性以及换热特性对这些设备的安全运行以及生产效率的提高有至关重要的作用[5]。以非能动余热排出系统为例，非能动余热排出换热器（PRHR HX）布置在换料水箱（IRWST）内，发生失水事故后，反应堆内的冷却剂流入换热器管程，将热量传递给IRWST 中的水，约2 h后，池水达到饱和状态并开始沸腾，产生的蒸汽排放到安全壳的大气中，从而导出堆芯衰变热，保证堆芯的安全[1,6]。

为寻求复杂池沸腾的潜在机制，研究各物理场间的耦合不容忽视，如气泡的行为特性、池沸腾空间、长径比以及热负荷等关键因素。由于气泡的非线性增长和流型的演化，这一过程是复杂的，气泡的行为对传热性能有重要影响，有助于加深对传热机理的理解[7]。……