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日本福岛核事故成为继美国三里岛、前苏联切尔诺贝利核事故以来的最严重的核灾难，反思这次教训，单独依靠事故预防在现实条件下已经无法满足更高的核电站安全需求，反应堆严重事故缓解得到更大的重视。我国引进消化吸收AP1000第三代先进压水堆技术，该技术中一项重要的非能动安全策略为熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,IVR)策略。而IVR策略中重要方案之一为压力容器外部冷却（External Reactor Vessel Cooling, ERVC）。在严重事故工况下，向压力容器外部的反应堆堆腔注入冷却水，如果冷却水能通过自然循环将堆内熔融物衰变热热量全部带出，就可以对反应堆进行充分有效的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，从而避免压力容器熔穿，确保压力容器完整性。保证冷却水充分带出衰变热的一项最关键的要求是：熔池通过下封头壁向外传出的热流不能超过外部冷却的限值，该限值即压力容器下封头外壁临界热流密度（Critical Heat Flux, CHF）。为了更加细致的了解IVR-ERVC过程中涉及的两相自然循环流动过程特别是CHF值的影响因素，同时也为CAP1400的IVR-ERVC验证试验提供一些经验和启发，本文开展自然循环条件下试验的设计和研究。试验采用约2m半径90°圆弧、150mm×150mm的流道，在不同过冷度的去离子水中，以7.5°、37.5°、67.5°、82.5°加热铜块中心倾角和5.5m、6.5m冷凝器高度条件下，开展加热面朝下的自然循环临界热流密度试验，并使用高速摄影仪进行拍摄和分析，研究自然循环条件下朝下曲表面上沸腾换热以及CHF特性。试验研究表明：朝下曲表面上的CHF随着试验段入口过冷度减小而降低，随加热面角增加而增加，并且受到流动形式和自然循环流量的影响。