在核电站发生堆芯熔化事故后,反应堆压力容器内部的燃料组件等材料会因高温而融化,并逐渐在压力容器下封头位置堆积形成半球形状的多层熔池结构,熔融物中的衰变物质会在下封头内不断地产生衰变热。有别于二代核电站的是,三代核电站开始广泛采取压力容器外部冷却(ERVC,External Reactor Vessel Cooling)来实现熔融物滞留堆芯内(IVR,In-Vessel Retention)的措施,目前为止IVR-ERVC已成为核电站一项严重事故的重要缓解措施。IVR-ERVC的实现过程为:当发生堆芯熔融事故时,利用安全壳内置换料水箱的冷却水实施非能动堆腔注水,淹没反应堆堆腔区域,使反应堆压力容器淹没在水中,冷却水会吸收反应堆下封头的热量,通过压力容器与保温层之间的空隙将热量带出,防止了熔融物熔穿下封头与混凝土底板相互作用(MCCI)产生氢气等不凝结气体,致使安全壳压力升高,发生超压失效的严重事故,保证了安全壳的完整性。在这一过程中,冷却水能否及时有效的将熔融物所产生的衰变热带离,保证下封头持续保持冷却状态,是能否实现IVR-ERVC的关键因素。因此,自然循环下压力容器下封头外壁沸腾换热的临界热流密度(Critical Heat Flux)的测量就尤为重要。国际上已经针对IVR-ERVC开展过一些研究和试验,但是由于此试验涉及到了自然循环以及两相流沸腾换热,因此在研究中仍存在很多难点。为了更好地了解堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力行为,特别是流量和临界热流密度值的影响因素,同时也为AP1000核电站IVR-ERVC措施的验证提供一些经验,本文开展对不同入口水温、不同循环高度的自然循环条件下试验台架的设计与研究。由于原尺寸压力容器过大,进行原型试验台架搭建与试验有较多困难,故本文台架采用1:2比例,试验台架总宽2.5m,总高6.2m,试验段采用0.9975m半径90°圆弧、185mm×80mm的流道。试验段加热铜块共分为九个部分,可以单独调节每部位加热铜块内部加热棒功率,获得不同的热流密度随角度曲线。试验选用去离子水,在98℃、90℃、82℃入口水温和3.3m、4.3m、5.3m自然循环高度工况条件下,开展堆内熔融物滞留设施的容器外冷却系统热工水力试验,得到加热铜块外壁面CHF在不同参数工况下的分布特性,统计其分布规律,总结各参数对CHF的影响水平。进而预测核电站在严重事故工况下,下封头外部流体的流动和传热特性。试验结果表明:接近饱和温度情况下,自然循环流量会随着入口水温的降低而大幅下降,但当入口水温进一步下降后,入口水温对自然循环流量的影响逐渐减小;且自然循环高度对于自然循环流量的影响较小。除此之外,随着自然循环高度的提高与入口水温的下降,临界热流密度值均呈上升趋势。