自然循环蒸汽发生器作为压水堆核电站的枢纽设备,在反应堆系统中起着极其重要的作用。压水堆堆芯热量通过一回路冷却剂传递到自然循环蒸汽发生器的二次侧,同时蒸汽发生器U型管作为一回路的压力边界,可以阻止一回路放射性物质的泄漏。因此,对蒸汽发生器内流体流动与传热特性的研究有助于预防发生传热管破裂事故和提高核电站的安全运行。目前,大多数学者采用多孔介质模型和均相流模型对蒸汽发生器进行数值计算,但是难以揭示管束间的局部热工水力特性。以AP1000蒸汽发生器为研究对象,建立蒸汽发生器U型管束一次侧、二次侧和三叶梅型支撑板的耦合计算模型。利用CFX软件中的热相变模型,数值模拟U型管束间流体流动与传热过程,揭示U型管束间关键热工水力参数的分布规律,如质量含汽率、温度、速度、传热系数等,同时还分析了二次侧不同入口过冷度对传热管热工水力特性的影响。结果表明,二次侧汽液滑速比沿着轴向方向先急剧增加后又快速降低,二次侧平均表面传热系数模拟值与理论公式计算值吻合较好。根据弯管区二次侧流体速度与密度分布规律,可以预测传热管束发生流致振动最严重的位置应在弯管区冷端约θ=60°和热端约θ=110°。通过对比有、无支撑板模型,得出三叶梅型支撑板对传热管热工水力特性的影响规律。三叶梅支撑板使传热管圆周温度呈周期性分布,支撑板起到了强化传热的作用,且在支撑板区域二次侧流体发生回流,这些现象可能导致支撑板附近产生杂质沉积及传热管应力腐蚀。在反应堆失水事故自然循环条件下,蒸汽发生器部分传热管内一次侧冷却剂可能出现回流现象。根据蒸汽发生器内U型管长度,选取六组U型管作为研究对象,对比分析U型管内单相流体的流动传热特性。得出六组U型管进口质量流量与进出口压降的关系曲线,并分析了U型管长度、水力直径和一、二次侧壁面温度等参数对流体回流现象的影响。研究结果表明,当温差一定时,随着进出口压降的降低,长管内更容易发生回流。当管长度一定时,温差越小越时,越容易发生回流。