利用压力容器外部冷却(ERVC)的压力容器堆内滞留(IVR)技术是一种在压水堆中在严重事故情况下的处理方案之一,它有助于将核燃料的熔融物保留在反应堆压力容器(RPV)内部。在IVR-ERVC技术中,由于缺乏冷却而熔化的核燃料组件在重力作用下落入压力容器下封头,在非能动系统作用下冷却水注入反应堆堆坑内淹没压力容器下封头,下封头外表面发生沸腾换热从而使得压力容器得到外冷却,以保持反应堆压力容器的结构完整性。沸腾传热的临界热流密度对ERVC技术至关重要。只有局部热流密度小于临界热流密度,传热将处于核态沸腾,压力容器的完整性将得到保证。CHF限制了 ERVC技术的冷却能力。因此IVR技术的有效性取决于压力容器外部冷却的临界热流密度(CHF)。压力容器外部冷却的流通面积对提高自然循环流的CHF以及改善IVR技术具有重要意义。本文对ULPU-2400实验装置的实验工况进行了数值模拟,研究了流速分布、温度分布和压力损失等。基于Fluent软件,利用欧拉方法与用户定义函数UDF耦合研究了表面沸腾换热现象。文中研究了不同通道间距对流动和传热性能的影响,压力容器外侧的绝热层和压力容器外表面的间隙大小即为通道间距。本文分析了三个通道的沸腾现象,其中前两个的通道间距分别76mm和152mm,第三个则是间距变化的通道,最低点处通道间距76mm,最高点处间距152mm,数值模拟研究了速度分布、空泡份额和加热壁温度分布。模拟结果表明,随着流体向上流动,两相流的流速和空泡份额都增大。随着通道变大,壁面温度增加,最佳的传热速率出现在最小的通道内。最小通道的流速在三个通道中是最大的,并且出口速度剖面显示,加热壁面附近的速度高于绝热壁面附近的速度。受此影响,加热壁面与绝热壁面间还存在压力梯度。在某些情况下,与实验研究比较了一些位置的温度分布和压力损失,结果吻合较好。