棒状燃料元件广泛应用于核反应堆中,燃料棒间的冷却剂流道形成了棒束通道。与陆基核电站不同,船用核动力装置在运行过程中会产生摇摆运动,摇摆会导致棒束通道内流动传热特性发生改变,而棒束通道内的换热特性直接关系到反应堆安全。根据国际原子能机构相关规定,核动力装置设计中应适当采用非能动系统,提高核动力装置的固有安全性。自然循环系统为典型的非能动系统,具有较高的固有安全性,当反应堆冷却剂系统失去动力源时,可依靠冷却剂的自然循环流动带出堆芯热量,保证堆芯安全。受堆舱高度限制,船用反应堆冷却剂系统冷热源(反应堆与蒸汽发生器)之间的有效高度差较小,自然循环驱动压头较小,船舶摇摆运动引起的附加惯性力以及冷热源间有效高度差的改变会导致驱动力较小的自然循环流量发生变化从而导致堆芯换热特性变化。本文对摇摆影响棒束通道内换热特性的机理进行了探究。开展了竖直棒束通道内单相对流换热特性实验研究,包括强迫循环流动与自然循环流动。通过对比两种不同循环方式下的对流换热特性,分析了二者换热特性的区别;同时对比了强迫循环流动时,不同传热温差条件下对流换热特性的区别,从而探究低流速条件下不同循环方式影响对流换热特性的机理。研究表明低流速条件下,棒束通道内处于混合对流区,其换热特性受自然对流影响较大,且其他条件相同时,传热温差越大对流换热系数越大。基于实验数据及理论分析结果提出了适用于自然循环和强迫循环流动的混合对流换热系数计算关系式。开展了倾斜对单相对流换热特性影响的实验,实验结果表明倾斜会强化棒束通道内单相对流换热。为探究倾斜强化换热的机理,本文在结构相对简单的倾斜单面加热窄矩形通道中开展了流迹可视化实验,实验表明倾斜引起的横向二次流动是导致换热增强的根本原因,并基于倾斜窄矩形通道建立了热不稳定性发生条件下的理论模型。开展了强迫循环和自然循环条件下,摇摆对棒束通道内单相对流换热特性的影响实验研究,通过对比两种循环方式下的实验结果分析了摇摆影响瞬时换热特性的机理,提出了摇摆自然循环条件下棒束通道内时均换热系数计算关系式。开展了竖直、倾斜棒束通道内流动欠热沸腾、饱和沸腾传热特性实验研究,评价了经典常规通道内沸腾换热系数计算关系式在竖直棒束通道内的适用性,发现Thom关系式与改进后的Shah关系式可较为准确地预测棒束通道内欠热沸腾换热系数,超过95%的预测值与实验值间的相对误差小于30%;Liu&Winterton关系式可较为准确地预测棒束通道内饱和沸腾换热系数,预测值最大误差小于30%。倾斜棒束通道内沸腾传热特性实验研究结果表明:倾斜会使棒束通道内欠热沸腾换热增强,使饱和沸腾换热减弱,其机理分别为气泡横向滑移与气液分层。开展了强迫循环和自然循环条件下,摇摆对棒束通道内流动沸腾换热特性的影响实验研究,分析了摇摆影响棒束通道内瞬时沸腾换热特性的机理。实验发现摇摆对时均沸腾换热特性无明显影响