AP1000作为具有代表性的第三代核电技术,主要依靠非能动安全系统来达到预防和缓解事故的目的。非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和内置换料水箱(IRWST)作为非能动余热排出系统(PRHRS)最核心的设备,其安全、高效运行对于堆芯余热的排出非常重要。本实验研究以第三代先进压水堆AP1000核电站的非能动余热排出系统为主要参考对象,根据比例分析结果,尽可能地按照原型系统的结构布置形式,设计和搭建了 PRHR自然循环换热实验台架,其中C型热交换器一次侧、二次侧工质均为自然循环流动。依托该实验台架,模拟C型热交换器在内置换料水箱中的传热过程,完成了 C型热交换器在不同水位工况下的换热实验。本实验研究重点关注了 C型热交换器一次侧的温度变化情况、水箱内整体温度场分布及热分层现象,实验结果表明,不同压力下一次侧温度变化趋势类似,换热过程中,水箱内的热分层现象逐渐明显,但在水平方向上,同一高度位置处的流体温度变化不大。另外,还研究了换热管束一次侧的自然循环特性、内外壁面的温度变化规律,换热管束二次侧在单相自然对流阶段和两相沸腾阶段的传热特性。通过计算发现C型热交换器换热管内传热系数随着传热过程的推进变化不大,二次侧不同管束区域的传热形式并不相同,不同换热阶段,换热管束的传热形式也会发生转变,水箱内同时存在着自然对流传热和过冷沸腾传热两种传热形式。