核反应堆在正常运行和事故工况下的热工水力特性对于反应堆的安全至关重要,目前主要依靠热工系统程序对核反应堆的热工水力特性进行安全分析。中国核电发展前景广阔,但国内的热工系统程序的核心模型都来源于国外程序说明书中的相关模型,为了中国核电技术的发展和走出去,有必要开发具有自主知识产权的核反应堆热工系统程序。核反应堆热工系统程序自主知识产权化的关键在于开发出能够准确反映核反应堆中出现的两相流现象特性的物理和数学模型。两流体模型是目前对于两相流现象中两相相互作用预测更详细的物理模型,其中相间阻力模型就是两流体模型中的重要封闭模型之一。相间阻力特性对于两相界面形变、相态分布、流动压降等都有重要的影响,进而影响到核反应堆的热工水力特性。本文通过对公开发表的相间阻力实验建模模拟,开展了RELAP5程序中竖直圆管和棒束通道类型中的漂移流法的相间阻力模型评价,评价模拟的结果表明,RELAP5程序目前使用的漂移流法相间阻力模型具有良好的适应性。但RELAP5程序也存在对流型起点判断存在误差,及流动阻力计算与实验数据存在差异等问题,从而导致漂移流模型在流型转变点工况计算存在问题,另外在竖直流道和水平流道连接处相间阻力计算中漂移流模型与曳力系数模型的转换也会造成数值稳定性的问题。因此,基于重庆大学热工水力问题气-水两相流动综合实验研究平台CQU ALIEF的圆管和棒束相间阻力实验数据,开发了圆管和棒束通道类型在不同流型下的曳力系数相间阻力模型。对于圆管通道,泡状流的曳力关系,曳力系数考虑了气泡变形对曳力的影响,区别于原界面面积浓度模型按照假定气泡尺寸分布和固定临界韦伯数计算界面面积浓度的方法,新的界面面积浓度模型抛除了统一的气泡尺寸分布假定,同时采用了液相表观流速和管径对临界韦伯数影响的变化关系式,提高了界面面积浓度预测的准确性。弹状流的曳力关系中加入了新的流型转变空泡份额数据,同时界面面积浓度模型和临界韦伯数模型与泡状流建模思路一致。环状流的曳力关系中,改变了湍流区系数,同时弹状流与环状流间的相间阻力系数存在数量级的差异,通过增加过渡区域,满足数值计算的要求。雾状流仍采用原程序中的曳力关系。对于棒束通道,泡状流和环状流建模思路与圆管一样,帽状流流型界面浓度封闭以流型转变处空泡份额与实际空泡份额比值修正泡状流界面浓度,曳力系数通过泡状流与环状流的曳力系数共同获得,呈现线性过渡形式。最后,通过圆管和棒束通道类型的相间阻力实验RELAP5程序建模模拟算例,分别验证了基于竖直圆管、棒束相间阻力实验数据库开发获得的竖直圆管及棒束多种流型下的曳力系数模型。实验建模算例验证计算结果表明,修改版本RELAP5中的曳力系数模型和原版RELAP5中的经过广泛验证的漂移流模型计算结果相近,验证了开发的曳力系数模型的准确性。通过本文的工作,可以为国产自主知识产权的核反应堆热工系统程序提供关键的模型支持。