矩形通道因其具有比表面积大、传热效率高的特点,广泛应用于船舶核动力装置领域。相较于陆基核反应堆,船舶核反应堆始终受到起伏、倾斜、摇摆等海洋条件的影响,此外,为了提高反应堆固有安全性,简化系统设计,自然循环已成为核反应堆的重要运行模式之一。以此为背景,本文以某自然循环回路为研究对象,以蒸馏水为工质,选取系统压力、实验段入口水温和热流密度作为控制变量,分别在竖直和摇摆两种状态下,开展了自然循环回路中矩形通道内单相及两相阻力特性的实验研究,对比分析了摇摆对通道内阻力特性的影响规律。同时,通过高速摄影和对实验段内示踪剂运行轨迹的观察、在竖直和摇摆条件下,开展了对矩形通道内单相流态转捩特性的实验研究。流迹可视化实验结果显示:在自然循环和不加热强迫循环条件下,矩形通道内流态转捩雷诺数分别为2900和2600左右,与对应的摩阻系数曲线符合较好。在摇摆条件下,流态从层流向紊流转变过程中,转捩雷诺数相较于竖直时变大,确定了流态转捩的大致范围。对于单相流动的平均摩阻系数,摇摆在层流区和紊流区的影响有所不同;在层流区,平均摩阻系数随着摇摆剧烈程度的增强而增加;在紊流区,平均摩阻系数几乎不随摇摆剧烈程度的变化而变化。在摇摆工况下,瞬时摩擦压降和流量之间没有明显的相位差,瞬时摩阻系数受到平均雷诺数和最大摇摆角加速度的影响。当瞬时雷诺数波动范围处于层流和紊流区时,已有的稳态公式能够较好预测摇摆条件下通道内的摩擦压降,最后根据已有的实验数据,提出了摇摆状态下瞬时单相摩擦阻力系数计算关系式,其最大相对误差为22.4%。对于竖直状态下的两相摩擦压降,本文利用实验数据对基于均相流和分相流模型的常用两相摩擦压降计算关系式进行了评价,结果表明基于均相流模型的计算关系式平均相对误差均接近50%,并不适用于本实验系统的两相摩擦压降计算,基于分相流模型计算值的计算关系式表现相对较好。其中,Mishima模型的平均相对误差最小,为26.4%。在实验参数范围内,基于Mishima模型,考虑质量流速、表面张力的影响,提出了新的两相摩擦压降计算关系式,平均相对误差为19.4%。过冷沸腾工况下,摇摆运动对矩形通道内的两相平均摩擦压降的影响随着摇摆剧烈程度的增加而增大,随着全液相雷诺数的增加而增加。对于瞬时摩擦压降,最大摇摆加速度对其影响不明显,而全液相雷诺数是影响两相摩擦压降的主要因素。