利用核能是未来能源发展的必然趋势,但是核能的安全问题始终是限制人们大力开发核能的关键问题,因此有必要对反应堆热工水力进行不断深入研究。海洋条件下的反应堆更是受到摇摆、起伏等运动的影响,如何保证海洋工况下反应堆安全运行是人类需要面对新的挑战和难题。自然循环在核能领域中有着广泛的应用,但相关研究还不是非常完善。本文主要对自然循环窄矩形通道内传热特性进行实验研究,分别在竖直、倾斜和摇摆工况下进行热工实验,对实验数据进行分析处理,研究内容主要包括自然循环传单相热特性研究、过冷沸腾起始点研究,过冷沸腾传热特性的研究。对于单相自然循环传热特性,在竖直状态下本实验段层流区和湍流区的转捩Re为2250,分别验证层流区和湍流区Nu预测关系式,在层流区,田旺盛修正Sieder-Tate经验关系式很好地适用于本实验段,在湍流区,杨瑞昌关系式预测值相比本实验段实验值偏小,Gnielinski公式预测值很好地预测本实验段实验值。倾斜对于传热特性的影响主要体现在层流区,正倾会使层流区的传热能力增强,负倾对传热特性影响较小。自然循环过冷沸腾的研究内容主要分为过冷沸腾起始点的研究和过冷沸腾传热特性的研究。对过冷沸腾起始点进行可视化研究,苏顺玉公式能较好地预测沸腾起始点热流密度。Yan公式能很好地预测过冷沸腾传热系数,误差在±30%以内,高压下传热系数有减小的趋势;倾斜对于过冷沸腾传热特性有较大的影响,正倾使传热系数增大,负倾使传热系数减小;在摇摆工况下给出了热工参数随时间变化规律。