随着我国核电事业的发展,核电安全日益受到人们的关注。以AP1000和华龙一号为代表的第三代先进压水堆核电技术,引入非能动安全壳冷却系统,大大提升了核电安全保障。非能动安全壳冷却系统(PCCS)开启后,冷却水从安全壳上部水箱流出沿钢制安全壳向下铺展成膜。下降液膜接触到高温不锈钢安全壳并将其冷却,流动和传热过程中会发生液膜蒸发现象,液膜和空气发生自然对流,从而将安全壳内部的热量散失到环境中去,从而预防安全壳温度过热,导致结构失效造成放射性物质泄漏。因此开展非能动安全壳降膜流动与传热机理研究,对于核电事故预防和安全运行具有一定的科学意义和实用价值。本文构建了弧形平板降膜流动与传热实验台,以冷却水为工作介质,开展了不同水膜入口流量与不同加热温度工况下的降膜流动与传热实验。降膜流动实验捕捉到了水膜瞬时流型,并用染色剂示踪水膜铺展形态。降膜冷却实验采集了降膜冷却过程中的温度数据。实验结果表明：降膜流动过程中水膜覆盖均匀,对于弧形平板有很好的冷却效果；不锈钢板加热温度高于水膜饱和温度的情况下,有短时的大量蒸汽出现,说明有明显的降膜蒸发过程。基于实验工况,本文运用FLUENT软件中的VOF多相流模型与大涡模拟或κ-ε湍流模型对降膜流动特性展开了数值计算,通过对比两种湍流模型的数值模拟结果与实验结果发现,数值结果和实验结果的水膜流型吻合度较高,证明了本文所建降膜流动数学模型及数值模拟方法的可靠性及准确性。在降膜流动数值模拟可靠性验证的基础上,进一步开展了不同水膜流量工况下的降膜流动数值模拟,发现水膜流量越大,水膜厚度越大,且水膜在不锈钢板竖直段上发生明显的波动现象。在降膜流动实验台基础上,通过布置内侧加热带和相应的热电偶测温,构建了降膜传热实验台,开展了未达到水膜饱和温度的降膜冷却和达到水膜饱和温度的降膜蒸发过程实验研究和相应的数值模拟。壁面温度的数值结果与实验结果具有较高的吻合度,从而验证了数值模拟两种降膜冷却过程的可靠性。基于降膜冷却数值模拟的可靠性验证基础上,进一步开展了不同水膜流量下的降膜冷却实验与数值模拟,发现水膜流量越大,冷却越快。本文对弧形平板降膜流动特性与传热过程进行了初步探索,构建了理论计算-实验测量检验系统,对揭示非能动安全壳降膜流动与传热机理具有一定的科学意义,为核电站非能动安全系统的设计、维护和安全运行提供一定的理论依据。