（1）实验室简介
核反应堆热工水力学是核电工程极其重要的研究方向，它与核电可靠与安全运行及先进核电的设计验证密切相关，本实验室除具有用于本科生教学相关的小型热工基础测量装置及回路外，依托国家重大科技专项，国家自然科学基金等项目建成了一批核反应堆流动与传热研究的专用台架。
（2）从事研究情况
小型非能动安全壳实验台架。可以开展非能动安全壳大空间混合与热分层研究、安全壳计算程序的模型验证、新型非能动安全壳余热排出系统设计、大空间可视化温度场测量方案等研究。
池式沸腾下的冷凝与沸腾实验研究，主要包括两个实验台架：（1）内置换料水箱内传热传质实验台架；（2）乏燃料水池严重事故下传热传质实验台架。
通过模拟先进压水堆核电厂在事故工况下内置换料水箱中非能动余热排出热交换器（PRHR HX）加热、自动降压系统（ADS）泄压喷放、乏燃料水池（Spent Fuel Pool）严重事故下的冷凝与沸腾工况，探究沸腾冷凝机理及各个水池的传热、传质特性，为COSINE软件(堆芯物理、热工与系统安全分析一体化软件)及CFD软件的验证与不确定度分析提供验证基准。
