失水事故后向堆芯注入冷却水是一项重要的安全措施,可以使堆芯实现再淹没以冷却堆芯,提高核反应堆的安全性。近年来,采用非能动安全技术的堆型不断得到发展。非能动安全技术仅依靠重力、密度差等自然力为驱动力实现堆芯余热排出,提高了事故情况下核反应堆的安全性和可靠性。但是,在依靠自然力为驱动力的冷却水再淹没过程中,由于冷却水注入压头较小,且冷却水与高温燃料棒相接触将产生大量蒸汽在压力容器内聚集,会阻碍冷却水的持续注入,导致流动不稳定现象的出现,从而影响堆芯衰变热的排出,对核反应堆事故进程造成影响。重力注水流动不稳定现象涉及两相流动、汽液相变等复杂问题,相关研究还有待深入。本文采用实验研究与数值计算相结合的方法开展重力注水流动不稳定性研究,主要研究内容及结论如下:(1)设计并搭建了重力注水流动不稳定现象实验研究装置,制定了实验研究方案。实验装置可以根据工况调节初始条件,并能够实时观测和记录实验过程中温度、压力/压差、流量等参数的变化情况,具备开展不同条件下重力注水流动不稳定现象实验研究及影响因素研究的能力。(2)开展了重力注水流动不稳定性实验研究。分析了典型实验现象,归纳了实验现象的特征;在此基础上,确定了重力注水流动不稳定现象的类型。通过选取具有代表性的温度、压力特征参数,建立了用于判断流动不稳定现象是否发生的判定准则;并研究了流动不稳定典型现象的发生机理。分析了加热棒初始温度等影响因素对重力注水流动不稳定现象的作用规律。结果表明,随着加热棒初始温度的升高、高位水箱液位和系统压力的降低、加热棒热功率和冷却水入口开度的增大、蒸汽出口开度的减小,流动不稳定现象更加容易发生。其中,加热棒初始温度、高位水箱液位、加热棒热功率、冷却水入口开度对流动不稳定现象具有更明显的影响。因此,针对以上四项关键影响因素分析了其对注水过程关键指标的贡献率,并发现各关键影响因素对流动不稳定现象均有重要影响。(3)开展了数值计算研究。针对重力注水流动不稳定现象实验研究装置建立了数值计算模型,开展了数值分析,并与实验结果进行了比对。本文通过开展实验研究和数值分析,对重力注水流动不稳定现象有了更深入的理解,其结果可以为安全工具的改进及实际工程应用提供支持。