福岛核事故发生后,核电厂的安全性再一次受到社会的质疑,而安全壳作为保护核电厂的最后一道屏障逐渐受到重视。为了保证核电站的安全,新一代核电技术引入了基于分离式热管的非能动安全壳冷却系统（PCCS）来带走当事故发生时安全壳内产生的巨大热量。在PCCS工作过程中,冷凝管外的池沸腾由于其出色的换热能力而起着十分重要的作用。本文基于池沸腾在核能发电领域应用的工程背景,以冷凝管为研究对象,对PCCS冷凝管外的池沸腾现象进行CFD数值模拟研究。主要研究了冷凝管外沸腾时的气泡行为、物理场分布以及倾斜角度、管径、管长等对冷凝管外池沸腾换热特性的影响,具体研究内容和结论包括以下几点:（1）建立了 PCCS冷凝管外池沸腾模型,主要包括:建立几何模型,网格划分以及网格独立性验证,采用VOF（Volume of Fluid）方法并结合Lee传质模型进行数值计算;（2）根据上述模型对单根竖直管外的池沸腾现象进行了数值模拟研究,得到了沸腾发生时池内的温度场、流场以及气液分布,同时得到了气泡的产生、生长、合并以及破裂等行为,并且结合气泡行为和各物理场分析了池沸腾过程中的流动和换热特性;（3）对管外池沸腾的换热特性进行了参数敏感性分析。建立了不同管径（19mm、38 mm、57 mm、76 mm）、不同管长（2 m、2.25 m、2.5 m、2.75 m）以及不同倾斜角（0°、30°、45°、60°）的模型,并结合气泡行为分析这些因素对池沸腾换热效果的影响。结果表明:适当增加管长和减小管径可以提升换热管的性能;在倾斜条件下,由于浮升力在径向方向上分量的变化,会使得换热管一侧的气泡脱离时间缩短且气泡脱离位置更靠近管子下部,另一侧气泡会倾向于合并为大气泡甚至是气膜覆盖在管子表面;随着倾斜角度的增加,一侧壁面平均换热系数增大,另一侧壁面平均换热系数减小,二者相互抵消,使得整体换热性能变化不大;（4）对两种不同管间距（2D和4D）下的双管池沸腾现象进行了数值模拟研究。结合物理场与气泡行为分析了双管情况下的换热特性并将其与单根竖直管情况下的池沸腾进行了对比。结果表明使用双管可以有效提高沸腾换热效果且2D管间距情况下换热性能提升更多。本文的研究对非能动安全壳冷却系统中冷凝器的设计以及其他包含大容器池沸腾的工程有一定的指导和借鉴意义。