日本福岛核事故引起了国内外核电领域科研人员对乏燃料水池安全性的高度关注,特别是水池冷却系统失效后池内乏燃料组件的传热行为。乏燃料水池内乏燃料组件的管束通道,由于其特殊的几何结构,两相沸腾换热特性相对复杂。对于乏燃料水池中的大容器池式沸腾传热,国内外对其关注与研究较少,该条件下的两相沸腾行为、流动特性与换热机理有待进一步研究。基于以上原因,本文对乏燃料水池垂直管束间两相流沸腾换热特性展开研究。本文搭建了乏燃料水池沸腾实验台架,通过一组直径9.6mm,长度4800mm的9X9不锈钢垂直管束模拟乏燃料组件,开展了多组不同工况下池式沸腾实验,测得池式沸腾下的管束与水的换热系数,并获得沿竖直方向上换热系数的变化规律。实验台架安装了可视化装置,利用高速摄像技术,对管束通道内的气泡流型进行了辨别与归类,揭示了在池式沸腾情况下气泡流型与换热系数的关联。此外通过实验数据,分析研究了不同热流密度与不同初始水温对乏燃料组件传热系数的影响。评价和分析了整个乏燃料水池出现池式沸腾时的安全性问题。结果表明,乏燃料水池在饱和沸腾阶段,没有发生DNB现象,证明了乏燃料在水的覆盖下不会发生传热恶化,甚至在部分裸露情况下,乏燃料棒不至烧毁。