在核电站中,广泛存在着各种管道,由于管内流体的温度差异,会产生热分层现象,热分层是导致管道热疲劳的重要原因,可能会导致管道疲劳失效,造成管道破裂,严重影响核电站的安全运行。历史上曾发生过多次管道系统破裂事故,引起了核电工作者的高度重视,对管道系统安全进行了广泛的研究。本课题采用大涡模拟(LES)数值方法,对核电站上水管路的流动过程进行模拟,获得了管内流体速度和温度随时间的变化规律,并与文献中的实验测量值进行了对比,得到了比较好的吻合度,验证了大涡模拟的有效性,这为进一步研究上水管路的热分层流动与传热奠定了基础。大涡模拟结果表明：水平管段中底部冷水的速度较顶部热水的速度要高。随着冷流体区域高度的不断增加,出水小孔几乎被流出的冷流体所控制,热水被封堵在管道上方,在此区域的热分层将持续很长的时间。在大涡模拟数值验证的基础上,针对不同的入口冷水质量流量和冷热流体温差条件,对比五种工况的上水过程,得到不同算例条件下大涡模拟的数值结果,提取温度云图和速度矢量图,对不同截面处各监测点的温度变化、温度沿直径方向随时间的变化、同一截面同一水平高度不同测点温度变化、最高位置与最低位置的温差对比等进行分析。研究结果表明：流速和温差都会影响二次流对管道中心的冷却作用。不同流速和温差条件会对管内流体的冷却速度、温度下降幅度、热分层厚度以及上下游截面的冷却顺序等产生较大的影响。