小型模块化(Small Modular Reactor,SMR)反应堆的研发是国际核能应用开发的一个新的趋势,成为谋求核能应用市场多远化的一条重要途径。国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)认为SMR在安全性、经济型、核不扩散能力以及无需现场装料的能力方面与其他能源以及大型反应堆相比,有着非常大的优势。SMR建造灵活简单、用处广泛,可以有效解决电力不足地区的电网输电问题,被视为“核能工业的转折点”。SMR得到了世界各国,尤其是发展中国家的密切关注。而螺旋管式直流蒸汽发生器(Helical Coiled Once Through Steam Generators,HOTSG)凭借其结构紧凑、换热效率高的独特优势,已经广泛应用于SMR的蒸汽发生器研发设计中。由于蒸汽发生器是反应堆运行中事故发生率比较高的设备,而HOTSG又有着与其他形式蒸汽发生器完全不同的结构特征,所以研究HOTSG的特性对SMR设计建造非常重要。本文通过分析HOTSG的结构特性,建立了此类蒸汽发生器的结构设计计算原则,采用两流体数学模型计算二次侧汽液两相流动。并考虑汽液两相间的热相变,将二次侧传热区域分为单相液区、高过冷沸腾区、饱和核态沸腾区、过渡沸腾区、膜态沸腾区和过热蒸汽区。通过比较筛选了适合HOTSG传热和压降的计算模型。确定了控制方程的离散格式,在时间步长的控制上运用欠松弛方法,采用交错网格、SIMPLIC算法计算流场,以逐次超松弛迭代(SOR)方法做了方程求解。本文采用FORTRAN语言编写了HOTSG的仿真程序。以日本MRX堆和韩国SMART堆为参考对象进行程序验证,将仿真计算结果与韩国原子能研究院开发程序ONCESG进行对比,结果吻合良好。以MRX反应堆为基本对象开展针对SMR的换热分析,研究了二次侧流量、二次侧工质进口温度和一次侧冷却剂流量对蒸汽发生器换热的影响。结果表明,随着二次侧冷却剂流量的降低,核态沸腾段所占区域逐渐缩短;当二次侧工质进口温度升高,一次侧与二次侧之间传热减少;一次侧冷却剂流量变化对整个换热过程的影响较为明显,一次侧冷却剂流量发生变化,各传热区域所占长度与水蒸气出口温度也发生变化。说明一次侧冷却剂流量在整个传热过程中最为重要,可以通过改变一次侧流量来改变蒸汽品质。本文的研究结果可为HOTSG的工程建设提供指导,并为流动不稳定性和瞬态研究奠定了基础。