在压水堆核电站中,蒸汽发生器的传热管道既是一回路的压力边界,又是将核岛与常规岛连通到一起的重要设备,冷却剂通过与传热管的热流固耦合作用,完成了一次侧流体到二次侧的热量传递。同时由于蒸汽发生器阻断了一次侧与二次侧的直接对流,与其他一回路压力边界一同构成了反应堆屏蔽系统中防止堆芯内的放射性物质外泄到环境外的第二道防护屏障。但是当前国内外大多还在采用一维数值模型对蒸汽发生器进行研究,并不能直观地反映和准确预测蒸汽发生器在三维空间里的热工水力特性。本文将基于CFD方法对蒸汽发生器直管段进行局部热工水力分析,并与带有支撑板数值模型的计算结果进行对比。本文以大亚湾900MW核电厂蒸汽发生器为原型,在相似性原理指导下,建立与实际尺寸相符的一回路、二回路、传热管和支撑板等数学物理模型,基于计算流体力学模拟软件CFX,实现对一、二次侧三维流动与耦合传热过程的数值模拟。其中二次侧采用的是两流体欧拉数学模型,考虑了汽相和液相之间的能量和质量转换,避免了多孔介质模型中采用单一内热源作为热边界条件,而忽视了二次侧汽液转换及传热管热流传递的作用。通过此数值模拟揭示了大亚湾核电站稳态运行工况下的蒸汽含汽率、传热管内外壁温和表面传热系数,一、二次侧压力等关键参数的分布规律。计算结果表明:由于支撑板处流通截面的缩减,致使二次侧流体在支撑板缝隙处的流速急剧升高,之后又快速降低形成回流,杂质由于回流和支撑板的阻隔作用,发生沉积堵塞的可能性大大增加;一、二次侧流体的压力均沿传热管轴向方向不断减小,在流经支撑板时出现压差突变,突变幅值的大小随二次侧流体阻力损失的大小变化而变化;传热管壁面温度在支撑板附近区域呈周期性变化规律,增加了传热管发生疲劳损伤和应力腐蚀的概率:采用热相变沸腾模型,能够较为准确有效地预测二次侧沸腾起始点的位置和出口蒸汽含汽率。