与大型反应堆相比,小型反应堆的内部结构更紧凑,热容量更小。结构上的差异导致两者的传热现象和传热机理不同。适用于大型反应堆安全壳的传热机理不能很好的适用于小型反应堆,因此对小型非能动安全壳内的传热现象进行研究,确保事故发生后安全壳内的热量能被及时带走,从而保证安全壳的完整性,阻止放射性物质外泄。本文通过实验研究主蒸汽管道断裂事故发生时小型安全壳内的传热现象,并基于实验数据进行拟合计算得到安全壳内的传热关联式。实验台架保留了 ACP小型反应堆系列安全壳内的主要结构特征,包括压力容器、安注箱和堆芯补水箱。实验以饱和水蒸气为工质,主要研究内容:1)不同破口流量、锅炉压力、破口方向、破口位置、破口高度、破口尺寸对小型非能动安全壳内的传热影响。2)基于实验数据并结合传热学机理,进行数据拟合得到传热关联式。实验结果表明:在不同影响因素下,安全壳内的整体温度分布趋势是相同的:在破口下部,温度随高度增加而增加;在破口上部,温度均匀。这是由于水蒸气自身性质所致。进入安全壳内的热量包括高温水蒸气自身携带的热量,以及冷凝过程中释放的潜热。经过较长时间持续通入水蒸气后,安全壳内部和通过安全壳壁面与外界之间的导热与对流传热,达到一个相对稳定的状态。由于水蒸气较大的热容和相变潜热,在安全壳内热环流的作用下壳内温度近似保持稳定,从而减弱破口流量、位置等变量因素对温度场的影响,呈现出在不同变量因素下较为统一的温度场分布规律。此外,本文还基于以上研究结果提出了小型安全壳内传热与计算模型。