超临界水冷堆(Supercritical Water-cooled Reactor,SCWR)热效率高,系统简单,安全性好,是第四代核能系统唯一水冷反应堆堆型,也是我国重点研发的堆型之一,发展前景广阔。SCWR堆芯流道复杂狭小,堆芯棒束承受高热流密度和强核热耦合,热工水力是技术研发难点。本文通过试验手段,对SCWR类三角形子通道中流动摩擦阻力特性进行深入研究,研究结果可为SCWR的堆芯热工水力设计及安全运行提供试验依据。在压力为11~28 MPa跨临界压力工况下,热流密度为200~800 k W/m2,质量流速为700~1300 kg/(m2·s)的参数范围内,通过试验研究的方法对棒径8 mm,栅距比为1.4的类三角形子通道内水的流动摩擦阻力特性开展了系统研究,分析了子通道内水流动摩擦阻力特性。将试验数据与经典关联式计算结果进行对比,评价了关联式的预测能力和计算精度。提出适用于超临界水冷堆堆芯非圆子通道内摩擦阻力计算的关联式,并校核了公式计算精度。对堆芯类三角形子通道内水流动摩擦阻力特性进行了试验研究,研究发现:子通道内单相水摩擦压降随着流体焓值的升高而增大,摩擦阻力系数基本保持不变;压力对单相水摩擦阻力特性影响较小,质量流速越大单相水摩擦压降越大。工质干度对子通道内两相摩擦阻力特性影响较大,随着干度的增加,子通道内摩擦压降增大,当干度达到一定值后,增加趋势开始减弱。压力对两相摩擦倍率影响较大,随着压力的升高,摩擦压降和两相摩擦倍率减小;质量流速和热流密度对两相摩擦倍率影响较小。超临界水在低焓值区为液态,摩擦阻力较小;超过临界温度之后呈气态,摩擦阻力明显增大;质量流速对超临界水摩擦压降的影响相比压力和热流密度更为明显。总结现有的经典关联式,将试验数据与公式计算值进行对比,对公式预测性能进行评价。研究发现:现有的关联式大多针对圆管和内螺纹管,对类三角形子通道内摩擦阻力特性预测效果不好,计算值与试验数据相比误差较大。超临界水摩擦阻力关联式预测效果相对较好,亚临界单相水和气液两相摩擦关联式预测能力较差。根据类三角形子通道内摩擦阻力试验数据分别拟合出用于单相水、气液两相和超临界水摩擦阻力计算的关联式。新的单相摩擦阻力关联式预测效果得到改进,其计算平均误差小于10%,大部分数据落入±30%误差带。对预测能力较好的几组两相摩擦倍率计算关联式进行修正,提出四组新的关联式;本文关联式计算误差均小于4%,超过80%的试验数据点在±30%误差带内。新的超临界水摩擦阻力关联式对类三角形子通道预测效果良好,超过95%的试验数据点落在±30%误差带内。