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为了进一步提高核能系统的安全性,同时简化系统设计以提高经济性,基于自然循环的非能动安全技术和全自然循环运行方式的小型堆在当今核电研发中得到广泛的重视。在自然循环条件下,流经反应堆堆芯的流速通常低于大型压水堆正常运行流速。在低流量工况下,棒束壁面加热产生的浮升力易改变通道内的流动结构进而影响传热行为,而目前对棒束通道内低流量工况下的流动结构和传热行为的认识仍十分有限,开展棒束通道内低流量工况下流动与传热行为的研究对推动非能动安全技术发展以及全自然循环小型堆的设计有重要现实意义。本文对带格架的5×5棒束通道内低流量工况下的单相和两相的流动及传热行为进行了实验和理论研究,获得了棒束通道内低流量工况下格架影响区和充分发展区的单相传热规律,结合数值和理论分析揭示了浮升力对流场和传热的作用机理,并得到了相应的计算模型。本论文的主要研究工作包括:（1）开展了5×5棒束单相传热实验研究,使用滑移测量技术对轴向壁面温度分布进行了精细测量,实验流量范围为:25～150 kg/m2s,压力:6 MPa,热流密度范围为:25～300 kW/m2,覆盖雷诺数范围为:Re=1000～30000,Bo*数范围为:2×10-73×10-3。获得了充分发展状态下浮升力主导区、混合对流区和强迫对流区的传热实验数据,发现了棒束通道混合对流区传热存在传热弱化现象,棒束通道内传热弱化的起始Bo*数值和传热弱化转折点的Bo*数值明显高于单管和环管获得的实验值。基于实验数据提出了适用于棒束的混合对流传热经验关系式。（2）针对5×5棒束单相格架对下游传热的影响进行了研究,发现在浮升力参数Bo*数较大的工况下,格架对其下游传热的影响呈现出随距格架距离增加而振荡衰减的特征。通过数据分析发现格架对下游传热的影响与浮升力无量纲参数Bo*数间存在良好的相关性,提出了包含Bo*数的格架对下游传热影响的经验关系式,该关系式能描述不同流量范围的格架对传热的影响特性。同时给出了不同浮升力作用下传热发展规律的理论分析解。（3）对棒束内的流动传热特性开展了CFD数值分析。数值分析表明浮升力会对流场结构产生重要影响,在浮升力作用下,通道中最高流速由子通道中心转移到加热壁面区域,湍流脉动变得更加复杂,子通道交混也在浮升力作用下表现出复杂的趋势。（4）实验获得了流量范围为25～200 kg/m2s,热流密度范围为25～75 kW/m2,入口过冷度为65～5℃,最大出口干度为0.4的流动沸腾实验数据。实验结果表明在过冷沸腾区域格架对传热的影响较小。在低流量工况下,现有公式过高估计了过冷沸腾起始点壁温,偏差达30%以上。同时在低流量工况下,实验得到的流动沸腾传热系数明显高于Chen公式的预测,流量较高时,Chen类型公式可以较好的预测棒束通道内的沸腾传热。