在核动力装置中,通常都是以水为传热介质。一次回路中为确保安全,高压水必须是单相液体循环,而在二次回路中又希望沸腾换热系数和临界热负荷越高越好,以达到高效传热的目的和保证核动力装置安全运行。目前,国内外学者对管内沸腾换热特性和流动特性进行了大量实验研究和理论研究,所得到的沸腾换热特性和流动特性的计算式与他们的实验条件密切相关,然而现在反映堆水力热工的研究中,就公开发表的关于一次回路中的单相流动及二次回路中的两相流动与传热的文献大多数都缺乏对表面状况的说明,基于上述背景,本课题提出进行流道壁面状态对流体流动及传热特性影响的实验研究。在参阅现有文献的基础上,结合实验目的,搭建了本次实验所需实验台,加工了三组不同粗糙度的核动力装置中常用的Φ10×1.5实验管,在实验压力为0.35MPa～0.55MPa,流量为80～180 kg /h的条件下,主要做了以下内容:1、为了观察到壁温的变化情况,本文尝试使用了红外热像仪进行非接触连续测温。2、通过所进行的管内强制过冷沸腾的实验,研究了在不同压力下,三组具有不同粗糙度实验管中热流密度与过热度之间的关系。3、研究了在管内强制过冷沸腾的实验中,在不同压力下,三组具有不同粗糙度实验管的流动压降特性。4、对管内过冷沸腾起始点ONB进行了实验研究,结合红外热像仪自带软件,得到了起沸点附近的温度变化图像。5、根据所测实验数据,分析了沸腾换热系数与壁面粗糙度之间的关系。本文的创新点是使用了红外热像仪进行非接触连续测温,采用热电偶的间断测温来标定红外热像仪的非接触连续测温,得到了实验管外连续的温度分布,并进而得到起沸点的准确位置;得到了粗糙度较大的实验管沸腾起始点早于粗糙度较小的实验管。