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通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留是一项重要的严重事故缓解措施，临界热流密度CHF是其否成功的重要评估参数。此措施通过流体的流动和对流换热带走热量。在本实验中，有两种方法评估IVR措施的传热特性。 首先，开展了加热功率为9kW的核态沸腾实验，用来评估ULPU系列实验装置的传热系数，此实验中的功率形状是通过加热段不同的电阻值实现的。实验中可以得到流体温度，加热表面温度，自然循环流速和高速摄像机采集的图片。 另外，利用ANSYS Fluent结合壁面沸腾模型对流动过冷核态沸腾进行数值模拟，研究几何和方向对蒸汽份额的影响。模拟时运用了两个模型，一个是垂直向上的通道模型，另外一个是类似ULPU实验流道的曲面模型。 实验中冷却足够充分暂未观察到临界现象。数值模拟证明弯曲弧形流道沿其弧长方向的蒸汽体积分数比垂直向上通道内的多。