杨宽，阎昌琪，曹夏昕

（哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨150001）

引 言

相较于传统的流道，窄矩形通道在流动沸腾条件下单位体积内可以获得更高的传热性能[1]，因而具有窄矩形几何结构特征的流道广泛应用于紧凑式的工业热交换器以及一体化反应堆、实验堆堆芯中[2-3]。采用窄矩形几何结构的板式工业热交换器以及使用板状燃料组件的反应堆堆芯往往具有较小的设备体积，可以适应浮动式核电站以及船用核动力装置的需求。

为了提高船舶核动力装置的安全性，非能动安全技术广泛应用，自然循环仅依靠回路内冷热段流体的密度差即可驱动回路内流体循环流动，可提高核动力装置的固有安全性。同时，这些设备换热面往往具有较大的热负荷，过冷沸腾现象广泛出现在这些设备的流道当中，因此准确计算自然循环条件下窄矩形流道内过冷沸腾两相摩擦阻力对于这些设备的设计和安全评估具有十分重要的意义。

王广飞等[4-6]对多种不同高宽比的窄矩形通道内的常压下空气-水两相流动的摩擦阻力进行了实验研究，对典型的两相摩擦压降计算关系式进行了评价，并根据其实验结果提出了修正公式。秦胜杰等[7]对高压条件下的小宽高比矩形通道内饱和沸腾蒸汽-水两相摩擦阻力进行了实验研究，引入反映小通道对气泡生长限制的无量纲特征参数Nconf，对ChisholmC模型[8]中的参数C值进行修正以进行矩形通道阻力特性预测。……