熔盐堆作为第四代先进核能反应堆以其诸多优势在我国日前再度提上议程。对任何一个反应堆而言，安全问题始终举足轻重。作为其中安全性的一道屏障，余热排出系统的安全运行对反应堆至关重要。目前先进反应堆采用非能动余热排出系统，通过自然循环导出堆芯衰变热而使其安全阈值大幅增加。熔盐堆停堆后的堆芯余热导出也应该引入非能动安全设计来提高安全性，而我国的熔盐堆研究还处于初级阶段，因而涉及的非能动余热排出系统的相关热工水力问题的研究还不足。因此，本文针对熔盐堆非能动余热导出过程中的自然循环式套管换热元件内的流动特性，冷凝器管外传热特性，冷凝水箱内热分层特性等进行详细的实验研究。
　　首先，本文基于自主设计并搭建的一套全尺寸的适用于2MW熔盐堆的水冷式非能动余热排出系统实验装置，研究了系统相关局部组件在不同启动模式下的瞬态以及最终稳态下的流动与传热特性。
　　通过对自然循环式套管换热元件的预热启动过程的实验研究，发现其自然循环启动过程会经历四个阶段，静止蓄热阶段，过冷沸腾引起的自然循环启动阶段，单相自然循环阶段，两相自然循环阶段。两相自然循环阶段时间上依次分为间歇泉不稳定流动阶段和闪蒸流动不稳定阶段。最后，发现且当加热功率超过1200W时，对应的边界温度超过600℃，系统最终才能进入两相稳定流动阶段。
　　针对套管换热元件单相自然循环阶段，通过理论和实验结果对照分析，得出环隙内的层流流动摩擦压降计算式与实验结果符合的较好，并得出了套管换热元件的加热功率与其自然循环回路单相流量的关系；针对两相自然循环流动不稳定阶段，分析了两相流动不稳定的周期振幅和形成机理，给出了两相流动不稳定的判定区间；针对稳定两相自然循环流动阶段，分析了其环隙上升段两相流动总压降分布。基于已定的漂移流空泡份额模型，分析了测压段的两相摩擦压降与系统相关流动参数之间的对应关系，创新地考虑了闪蒸以及局部压力对系统内气相参数的影响，从机理角度分析了影响两相流动摩擦压降的主要因素，并借鉴Lee-Mudawar公式，给出了新的两相摩擦压降预测模型，误差范围在+2.18%~-4.70%之间。
　　通过实验分析比较了系统在两种不同启动模式下的冷凝水箱内温度分布以及热分层的发展规律。总体上，冷凝水箱沿竖直方向上有较明显的热分层；水平方向上各个部分之间几乎没有温差。通过引入无量纲判据，对冷凝水箱内热分层形成的预测，热分层的发展程度以及热分层的发展速度做出了预测，有效地描绘出了冷凝水箱热分层在两种模式下形成的机理。
　　最后，通过冷凝器的总体和局部换热特性研究，对其冷凝管外传热的三个不同的阶段，自然对流阶段，过冷沸腾阶段，饱和池式沸腾阶段的传热机理进行了分析。并分析评估了多个不同的单相对流传热预测模型以及两相沸腾传热预测模型的差异和误差来源，同时考虑管束效应和细长圆柱的影响，将水力直径作为单相对流的特征长度，获得较好的预测效果，并分析评估了两相特殊的换热系数分布成因。