核电,以高效清洁著称,在环保以及经济性方面具有其他化石能源所不具备的优势。但自核电正式商用以来,三次重大的核事故使核电的发展受到了严重的影响,探究核电机组的安全运行是目前核电发展的重要问题。本文根据AP1000设计数据与常规二代核电机组设计及运行数据构建计算模型并搭建实验平台,对两种压水堆堆芯的CHF特性及冷却剂失流工况下的传热恶化现象进行了研究。本文首先利用CFD计算软件对AP1000及常规压水堆核电机组堆芯传热进行数值模拟,分别进行了3×3棒束、燃料组件以及反应堆整体模拟计算。计算结果表明:正常运行工况下,反应堆冷却剂温升趋势为先缓慢增长然后增速加快最后缓慢增长,在堆芯出口处温度达到最大值。核功率较大的堆芯局部区域会发生轻微的泡核沸腾,并且受冷却剂进口温度影响。单环路完全失流事故工况下,两种机组堆芯内部温度场及流场分布均呈现严重的不均匀性,此时堆芯内局部冷却剂温度急剧上升,冷却剂出口温度远高于系统压力下的设计温度,容易发生传热恶化。单环路部分失流工况下,AP1000压水堆冷却剂进口温度低于常规核电机组,相比于传统压水堆不容易发生传热恶化,安全裕度更高。通过MATLAB软件编写了AP1000及常规核电机组堆芯传热计算程序,各类工况下计算结果表明:DNBR(偏离泡核沸腾比)随轴向距离的增大呈先减小后增大的趋势,计算得到的CHF(临界热流密度)值随燃料棒高度的增加而减小。AP1000堆芯传热通道各处的CHF值、DNBR值以及实际热流密度均有所增大。搭建热工水力实验平台并进行了棒束流动传热特性实验。实验温升与理论值相对误差在4%以内,CHF相对误差不大于5%。实验结果与模拟及计算所得结果吻合度较高,充分验证了数值模拟及热工计算的准确性,同时发现流动通道内CHF的变化受进口冷却剂欠热度影响较大。