在熔盐堆正常或事故停堆时,能否充分、及时地导出堆芯剩余衰变热成为保证核反应堆安全的关键,熔盐堆的非能动余热导出系统正是确保实现这一任务的重要组分之一。在熔盐堆的余热导出系统中,有一种热量导出方式是利用套管式换热元件来导出堆芯燃料盐的衰变热。本文以熔盐堆停堆余热导出系统为研究目标,设计并搭建了一套使用熔融态碳酸盐来模拟堆芯燃料盐高温环境的含有六根套管式换热元件的熔盐堆非能动余热导出系统模拟实验台。利用搭建的含有熔融盐的实验台来对套管式换热元件中的沸腾流动过程进行了实验研究,分析了套管式换热元件在自然循环下的两相流动特性。此外,为了能深入了解到这种在熔盐堆非能动余热导出系统中应用到的套管式换热元件的换热规律,了解这种特殊结构的换热元件中流体的流动能力,本文还利用数值计算对换热元件中的传热过程进行研究,并将数值计算结果与实验结果相对比,分析研究这种套管式换热元件在自然循环条件下的两相流动特性与沸腾换热能力,为熔盐堆非能动余热导出系统中换热元件的设计以及高温熔融盐的热量导出提供一定的参考。根据研究目的与内容,本文开展了在给定炉温条件下的稳态工况时的热量导出实验,研究了热流密度、流量等因素对两相流动换热与自然循环规律的影响,并将实验处理结果与Chen、Shah、Sun等众多饱和沸腾公式进行对比,结果表明,Sun公式与实验结果符合最好,最大误差为6%,基于对比结果,分析了对流项、沸腾项对饱和沸腾换热系数的影响。此外,本文还将两相流动上升段阻力的实验值与Chisholm-B、Tran等公式进行对比,结果表明Chisholm-B公式与实验值符合较好,最大误差在不足10%。关于两相流动沸腾的数值计算研究,本文使用二维与三维两种模型对换热与流动状态进行计算研究,计算的边界条件由实验给定,结果表明,模型计算的换热元件出口含气量、质量流量与实验值相比符合较好,平均误差在5%。根据数值计算的温度场进行分析知,在700°C炉温条件下,单相段流体受环隙流体加热的作用,从入口到最底端水温会升高2°C左右,环隙中水会在距底部0.5m左右开始沸腾,0.5m以下还未达到饱和,处于单相状态。此外,由计算结果还可以发现,在套管环隙中的水温沿着轴向有先升高再降低的趋势,环隙上升段的水温值与实验测点的水温值符合良好,可以利用数值计算的水温结果来对实验过程中的水温数据予以补充。利用数值计算得到的换热系数与实验值相差不到5%。此外,本文还分析了数值计算结果与实验的差异,在低压两相沸腾流动数值计算过程中,发现当以500°C炉温条件下的实验边界条件进行数值计算时,换热套管中并没有出现沸腾现象,而实际上在实验中出现了沸腾现象,说明数值计算软件中的模拟两相饱和沸腾换热的模型还需要继续完善。