基于先进比例分析理论，搭建大型热工水力实验台架，开展大型先进压水堆非能动余热排出系统自然循环特性研究，自动降压系统高温高压蒸汽喷放冷凝特性研究，反应堆压力容器下封头临界热流密度特性等关键研究。结合气液两相流测量技术、可视化/激光测量技术等，实现核电厂系统关键热工水力行为实验模拟、测量与分析。

实验室进行沸腾传热与多相流实验及理论研究，计算流体力学与复杂系统数值模拟，自然循环和非能动安全冷却系统分析，高热流密度下临界热流密度两相传热特性分析、反应堆热工水力实验测试技术等核工程关键技术科研工作。

实验室主要承担“大型先进压水堆”国家科技重大专项、中央高校基金重大项目、自然科学基金等多项重要科研项目，包括：ADS1-3喷放及PRHR换热相关模型评估补充实验研究，先进小型模块化反应堆非能动冷却技术-朝下弧形槽道内自然循环及临界热流密度研究，安全壳泄压条件下放射性气溶胶在饱和水池中的沉降净化机理研究等。实验室配备一套完善的热工水力学测量仪器仪表及数据采集控制系统，具有完善的热工水力学计算软件，采用先进流场测量测试设备，如高性能数字摄像机（CCD）、激光粒子图像流速场仪（PIV）等，为本实验室研究工作提供了有利条件。

参与或主持了包括：

（1）参与“大型先进压水堆”国家科技重大专项“核电关键设计软件自主化技术研究”第七子课题专题；

（2）参与“核电关键设计软件应用研究与补充验证实验课题”第六子课题专题；

开发的非能动余热排出热交换器计算模型已成功用于我国具有自主知识产权的三代大型先进压水堆CAP1400、华龙一号等关键系统与设备的设计评估。已发表科研论文30余篇，其中SCI检索论文11篇，EI检索论文12篇，发明专利3项，实用新型专利5项。

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图2