非能动安注系统具有的固有安全特性使得反应堆放射性物质外泄的风险大幅降低,为了充分了解破口尺寸较小、蒸汽排出阻力较大的事故工况下向堆芯重力注水再淹没过程中的热工水力特性,本文开展了以下三个方面的研究工作:(1)搭建了重力注水再淹没实验装置,运用机理性程序RELAP5建立数值计算模型,初步模拟了实验装置的重力注水再淹没现象;依据正交试验设计原理设定数值试验工况,模拟预分析中发现重力注水再淹没的过程中由于蒸汽堵塞效应出现了持续的流动振荡,冷却水周期性地注入、逐出、再注入;通过多因素影响分析找到了影响流动振荡关键物理量的主要因素,为实验研究的工况设定、实验参数取值提供了参考。(2)综合利用数值模拟预分析结果和实验装置参数范围,基于“基准工况+单因素对比”的实验方法确定了实验工况,并开展了针对重力注水再淹没过程的实验研究。实验中发现“有显著蒸汽堵塞效应并伴有注入水逐出的再淹没流动振荡现象”具有较强的规律性,其再淹没流动振荡过程可以分为三个典型阶段:第一压力峰积蓄阶段,剧烈振荡阶段和后续平稳小幅振荡阶段;期间注入水流量、实验本体顶部汽腔压力、加热棒包壳壁面温度等流动传热参数呈现较强的周期性变动的规律。其次,对重力注水再淹没流动不稳定现象的典型特征进行了分析归纳。(3)通过实验中各个影响因素作用机制的分析来探索重力注水再淹没流动振荡现象的发生机理,发现较小入口形阻导致的初始大流量具有的强大流动惯性是实验本体顶部汽腔能够积聚起足以引起注入水逐出的压力的直接原因,也是流动振荡重要的诱发因素;较大的出口形阻是实验本体顶部出现显著蒸汽堵塞效应的决定性因素,实验本体顶部汽腔积聚起能够大于重力驱动压头的第一压力峰值是发生再淹没流动振荡现象的先决条件;提高系统压力和重力驱动压头对抑制重力注水再淹没流动振荡现象的效果非常明显;注入水过冷度的减小抑制了重力注水再淹没流动振荡现象,但同时也延长了再淹没过程持续的总时间;衰变热功率在一定参数范围内影响不显著。接着从系统流动损失和蒸汽收支平衡的角度、骤冷极限区域分类的角度两方面进行机理分析,得出再淹没流动振荡是由重力注水初始大流量诱发,由注入水流动惯性和蒸汽压缩的动力效应主导,骤冷过程交替出现于对流支配区和导热支配区,导致高温棒束热量导出速率和蒸汽产生速率周期性地快慢交替的流动不稳定性。基于这些分析,给出了一个半理论的临界准则,以及三条逐次递进的应对策略。通过本文的研究,加深了对重力注水再淹没流动不稳定现象的认识和了解,为非能动安注系统的安全设计和改进提供参考和依据。