从上世纪六十年代起,国内外学者开始对窄矩形通道内流动传热展开实验研究。在核能利用方面,逐渐从大规模建造核电厂向小型化设备转变,在一些情况下,如潜艇、大型移动设备供电、孤岛供电等,建造大型核电厂是不可行的。为此考虑改变堆芯燃料组件形状和冷却剂通道尺寸,堆芯采用板状燃料组件和窄矩形冷却剂通道,比如NP工程反应堆,日本的第三代研究堆JRR-3等。尺寸效应使窄矩形通道具有一定的强化换热。窄矩形通道由于尺寸效应,使得流体具有复杂的流动状态和传热现象。本文结合NP工程反应堆相关参数和实验需求,设计搭建了一套热工水力实验回路。实验系统可满足1.0 MPa的系统压力,温度可达到200 ℃,回路体积流量最大为1.7 m3/h。实验回路具有压力控制,流量调节,加热和冷凝功能。根据实际的反应堆运行参数和实验要求,将流动方向设定为竖直向下流动,并采用双面加热方式。实验流道间隙尺寸为2.3 mm,通道宽度为67 mm(加热宽度为62 mm),流道长度为1000 mm(加热长度为750 mm)。对竖直向下流动阻力特性开展等温强迫循环实验,得到了层流和紊流的转捩雷诺数(Re),Re=3000。与圆管相比,临界雷诺数变大,过渡区域消失,对实验数据进行处理,分别得到了层流区域和紊流区域的经验关系式。与现有的经验关系式进行计算对比,发现了在Re≤1600的区域内,实验数据与圆管层流解析法计算公式比较吻合,在2300≤Re<3000区域内,实验数据与Kays公式、马建的拟合公式比较吻合;在Re>3000区域内,由于高宽比对摩擦系数的影响,使得实验值小于现有经验关系式的计算值。对于竖直向下窄矩形通道内单相强迫对流换热特性,开展不同加热功率、不同入口温度、不同体积流量下的单一变量循环实验,得到了强迫对流换热系数的变化规律:在竖直向下流动、双面加热工况下,提高加热功率、升高主流入口温度和增加体积流量,均能使换热系数越大。对现有的对流换热Nu计算关系式进行评价,发现了Dittus-Boelter关系式、Gnielinski关系式的计算结果可以较好地预测换热系数,平均相对误差在±11%。最后对两相不稳定特性进行研究,实验结果发现了汽泡的前期行为(产生,融合,滑移等)会使压降产生短暂波动后恢复相对稳定,随着热流密度增加,压降振荡幅度增大。对于入口温度的影响,温度升高会使压降振荡提前发生,振荡幅度增大,流量会出现一定周期的波动;对于体积流量的影响,流量越大,发生压降振荡的热流密度越高。通过可视化观察得到了在竖直向下流动的过程,增大体积流量可以减小通道内汽泡振荡位移,增强主流带走汽泡的能力。本文针对竖直向下流动、双面加热条件下的窄矩形通道开展单相及两相的流动传热特性研究,得到压降传热相关变化规律,丰富冷却剂在窄矩形通道内的实验研究数据,对NP反应堆热工水力学优化提供依据。