铅基反应堆具备优良的中子物理、热工水力和化学等安全特性,成为近年来先进反应堆的研究热点。铅基堆通常采用池式结构设计,二回路利用蒸汽发生器(换热器)将高压过冷水引入主容器与高温液态金属进行换热,使得传热管两侧存在较大的压差和温差,这种工况下发生蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故的概率不能忽视。事故后引起的蒸汽迁移、压力波动以及温度瞬变等热工水力问题可能会严重威胁反应堆的安全。本文基于铅基堆SGTR事故带来的热工水力问题,开展了水与铅铋(Lead Bismuth Eutectic,LBE)接触后的水力(蒸汽迁移)单独效应和水力/热力(温度瞬变)耦合效应的机理研究,获得了水与铅铋相互作用的物理规律,并校核验证了分析程序。在此基础上开展了铅基堆SGTR全堆芯整体效应的全尺度模拟。主要的研究工作如下:(1)蒸汽迁移深度单独效应机理研究:通过设计和搭建气体注入两相流实验装置,开展了高速气体20～100m/s、喷管口径4～10mm注入水介质中的迁移深度水力相似性实验。结果显示气体在水中形成气泡空腔,最大迁移深度达到127mm。迁移深度与气体流速呈近似线性关系,且随喷管口径的增加而增大。建立了迁移深度与弗劳德数(4.99×103～2.53×105)、密度比间的物理模型。(2)压力波动和温度瞬变耦合效应机理研究:开展了高压过冷水(2MPa、200℃)注入液态铅铋(常压、408℃)实验,结果显示水与铅铋接触后出现了压力波动和温度瞬变现象,3s内从常压上升到平衡压力0.40MPa,0.8s时铅铋温度迅速下降至378℃。同时通过中子学与热工水力学耦合瞬态安全分析软件NTC再现了水与铅铋相互作用实验,计算结果与实验值吻合较好。(3)铅基堆SGTR热工安全整体效应数值模拟:利用NTC程序开展了铅基堆假想SGTR事故整体效应全尺度模拟,探究了破裂位置(换热器入口～出口)、二回路压力(4～18MPa)、主容器尺寸(1～2倍)等因素对热工安全特性的影响。研究表明:1)蒸汽迁移方面:二回路1OMPa时,换热器出口处破裂工况下进入活性区的蒸汽量为最多,体积份额达9.16%,可能引发的事故后果也最严重;而换热器入口及中部位置破裂工况小于0.51%。活性区中蒸汽量随二回路压力的升高而增加,当二回路低于饱和压力时,活性区出现体积份额约2.37%的蒸汽;当高于饱和压力时,水在堆芯汽化产生的蒸汽量达到低于饱和压力工况的数倍。主容器尺寸对迁移进入堆芯的蒸汽总量影响较小。2)压力波动方面:瞬时压力及压力增长速率随二回路压力的升高而增大。二回路压力为4、10、18MPa时主容器壁承载最大瞬时压力分别为1.59、1.74、2.12MPa,低于二回路注入压力,压力线性增长速率依次为0.104、0.161、0.197MPa/s。主容器尺寸对铅铋侧瞬时压力影响微弱,覆盖气体中瞬时压力及后续压力增长速率随主容器尺寸增加而逐渐减小。1、1.5、2倍容器尺寸下覆盖气体中瞬时压力峰分别为0.54、0.08、0.06MPa,压力线性增长速率依次为0.161、0.035、0.012MPa/s。3)温度瞬变方面:破口附近铅铋局部最低温度降至140℃,持续时间为秒量级。堆芯熔池内铅铋最低温度仍高于其凝固点,不会出现因液态铅铋凝固而导致流道堵塞的现象。本文研究成果可为铅基堆SGTR事故的物理机理认识及安全评价提供理论及实验支持,为铅基堆换热器安全设计提供参考与建议,对探索破口事故的预防与缓解措施具有借鉴意义。