如今核动力装置在提供一定功率的同时,趋于小型化设计。相比较圆形通道,矩形通道的特点是布置紧凑、传热特性好,可满足核动力装置换热设备小型化的要求,但其流动阻力也相对较大。本文从实验和数值模拟两方面着手对常温常压下水平窄矩形通道内气-水两相流动特性进行研究。针对截面尺寸为40mm×3mm的水平窄矩形通道,通过可视化实验研究通道内不同流型特征以及局部空泡份额的分布规律。实验中观察到泡状流、弹状流和搅混流三种流型,区别于常规通道,气泡形状变形严重,极不规则。不同流型沿流道宽边方向上的局部空泡份额分布规律不同,其中泡状流局部空泡份额较小,一般在0.3以下,在距离流道中心两侧约10mm位置处空泡份额会有较为突出的两个峰值。两相摩擦阻力实验值与均相流模型、Mishima-Hibiki模型和Lee-Lee模型的预测值符合较好,平均相对误差均在15%以内。基于VOF模型,对窄通道内两相流动进行数值模拟,模拟结果与实验结果对比,各流型特征符合较好,并针对弹状流的流场结构进行了分析。对于突扩比为1:4的窄矩形突扩流道,通过颗粒图像测速实验研究突扩段的流场结构,在突扩双肩处观测到了流动分离产生的涡旋运动。在实验的基础上,对窄矩形突扩流道内单相流动进行数值模拟,结果显示不同于圆形突扩通道,流经窄矩形突扩段时为复杂的非定常流动。在两相突扩流动的数值模拟中,单个大气泡的运动变化更直观地反映了突扩段的流场分布。对于突扩流道上游为弹状流的流动模拟显示,弹状流流经突扩段后被打碎,以泡状流的形式向下游发展,在发展的过程中,小气泡相互追赶聚合,泡状流转换成弹状流。