福岛事故后,考虑自然循环冷却方式的非能动安全技术日益得到重视和发展。在依靠自然循环为驱动力的非能动安全系统中,当堆芯丧失强迫循环或自然循环驱动力比较弱而出现流动停滞时,可能发生“燃料通道内的间歇性喷放与淹没”现象,称为间歇式流动沸腾现象(Geysering Boiling Phenomenon,GBP)。在核事故条件下,这种间歇式的流动不稳定性可以在堆芯与高位热阱之间产生较大的重力驱动压头,使燃料通道内流量增大,可以作为堆芯失去强迫循环流动时的一种可用的冷却方式,会对核事故的进程和核反应堆的安全产生重要影响。间歇式流动传热过程本质上是一种两相流动不稳定现象,耦合汽-液相变、两相动态流动、多种流型间歇性变化等多方面特征,考虑到核反应堆系统特殊的系统结构和工况范围,目前具有针对性的实验研究和理论分析工作非常缺乏,导致其在流动传热特征、关键影响参数因素、作用规律和机理及数理模型方面尚没有完全了解和明确阐述,基于以上存在问题,本文主要开展了以下五个方面的研究:(1)搭建了竖直加热通道内间歇式流动传热行为特性研究的可视化模拟实验装置,实验观察了间歇式流动沸腾不稳定性的基本现象,分析了温度、压力、压差、流量等热工参数的变化规律和汽-液两相流动形态的变化规律,给出了间歇式流动沸腾不稳定性的典型特征和判断方法,结果表明:间歇式流动沸腾过程包含沸腾延迟、蒸汽间歇性喷涌及冷液回流三个基本的阶段,期间伴随四种不同的流动形态,包括泡状流、弹状流、搅混流及环状流,同时在间歇式流动的三个阶段内,系统内的温度、压力、流量等参数呈现明显的周期性脉动变化规律。通过分析无量纲参数Ge*随时间的变化特性,可以直观、简单地判断间歇式流动不稳定性现象的流动特性。(2)分析了输入热流密度、系统压力、初始过热度、初始水装量及结构长径比五种参数因素对间歇式流动发生周期和发生强度的影响,结果表明:当热流密度Qin由2.0×104 W·m-2增大到7.2×104 W·m-2时,间歇流动平均周期τ由267s减小到36.1s,表明随着输入系统的热流密度逐渐增大,间歇流动发生的频率增大,间歇流动周期显著减小,其中,沸腾停滞阶段所占时间最长,其长短直接决定了整个间歇流动平均周期的长短。常压条件下可以观察到明显的间歇式流动沸腾现象,但是当系统压力增大到Psys=0.30MPa时,间歇式流动沸腾过程逐渐被抑制,间歇式沸腾现象完全消失,因此系统压力的增加是一个抑制间歇式流动沸腾发生的关键因素。在较低的热流密度Qin=4.0×104 W·m-2下,初始过冷度对间歇流动周期的影响较大,随着输入热流密度的增大,初始过冷度的影响逐渐减小。当初始水装量由Hv=12.5%增大到Hv=87.5%时,间歇流动周期最大变化幅度小于20s,水装量的改变对间歇流动时间的影响并不大。当结构长径比L/D由55增大到83时,间歇流动周期τ由33降低到29s,说明随着系统长径比的增大,间歇流动周期逐渐减小,即在较大的长径比条件下,间歇式流动沸腾现象更容易发生。(3)采用功率谱密度和概率密度分析方法,分析了不同工况条件下竖直加热通道内压力、压差等动态参数的分布规律以及系统内的两相流动状态,结果表明:功率谱密度呈现多峰分布,说明在间歇式流动过程中存在着多种有明显差异的流动形态,进一步验证了竖直管路内依次出现的泡状流、弹状流、搅混流及膜态流等多种流型。加热段含气率较高,以搅混流为主,随着轴向位置的升高,压力信号功率谱密度低频区的高峰值逐渐降低,高频区的峰值幅度逐渐增大,其功率谱密度明显增强,管路系统内的流动主要流型逐渐由搅混流转变为含气率较低的弹状流,且夹杂少量的小气泡。采用上述分析方法,给出了不同工况条件下管路系统内的流型变化以及压差、压力波动变化情况,得到了五种参数因素对间歇式流动动态特性的影响。(4)依据实验观察与分析结果,明确提出了竖直加热通道内间歇式流动沸腾现象的发生机理:首先基于实验观察结果,明确提出了竖直加热通道内间歇式流动过程中的四种流动形式;然后以输入功率Qin和系统结构L/D为参量,给出了间歇式流动发生与否的判断图谱;最后提出了间歇式流动沸腾现象的发生机理,即间歇式流动沸腾是由于液体过热的释放,在饱和或过热液柱中产生的周期性的减压沸腾流动不稳定现象。(5)基于质量守恒和能量守恒关系,建立了可以描述竖直加热通道内间歇式流动过程的数理模型,分析了间歇式流动过程中的温度变化情况以及发生周期,通过计算结果与实验结果的对比分析,吻合结果较好,最大误差在15%以内。本文针对竖直加热通道内的间歇式流动传热规律、关键影响因素及发生机理等进行实验研究和理论分析,其结论可以为工程实际应用提供一定的理论支持和最佳实践指导。