非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是第三代AP系列核电站非能动余热排出系统中的关键设备,其传热机理十分复杂,设计方法不同于普通换热器。目前,国内外对PRHR HX传热机制的研究文献很少,该类换热器的传热设计计算方法更为罕见。本文以大型先进压水堆核电站国家科技重大专项——“CAP1400非能动余热排出热交换器热力分析与设计研究”项目为背景,围绕PRHR HX的传热机理进行了一系列的研究。构建了PRHR HX模型实验系统,实验模拟了换热器的换热过程。在饱和沸腾和自然对流区域之间引入传热过渡段,并研究了其传热机理。在此基础上提出了热阱三段式传热模式并进行了验证。此外,进行了实验模型和全比例模型的数值模拟,得到了热阱温度及流动的分布并分析了水箱介质温度分层的原因。最后,开发了一套PRHR HX传热计算法方法并编制了PRHR HX热力计算软件,为该换热器的自主化设计提供技术依据。主要得到以下结论：(1)分析得到PRHR HX的传热机理为：换热管管内流动是由核电站一回路和PRHRHX之间的温差和高度差引起的自然循环流动,其传热形式为管内自然对流传热；管外水箱中包含两种传热形式,为核池沸腾传热和大空间自然对流传热。(2)构建了非能动余热排出热交换器模型实验系统,进行了管外自然对流和沸腾实验,结果显示,水箱介质受热后,位于上部的流体温度首先升高,在水箱轴向出现明显的温度分层。在水箱径向,流体混合均匀,不同位置温度变化不大。无论水箱内为何种传热形式(沸腾或自然对流),水箱介质均会出现轴向温度分层现象。实验发现了PRHR HX热阱传热过渡区的存在。热阱包含多种传热形式,沿水箱高度方向依次分布。PRHR HX热阱中包括饱和沸腾区,自然对流区以及存在于两者之间的传热过渡区。以此为依据,提出了PRHR HX热阱三段式传热模式,以上三个传热区域中的传热形式共同存在于PRHR HX热阱中,且随着时间的进行三种传热形式之间存在一定的转化规律。给出了传热过渡区的传热计算关联式,用于该区域热流密度的计算。通过实验发现过渡区的传热形式为过冷沸腾传热,并拟合得到了新的传热计算经验关联式,解决了只采用饱和沸腾和自然对流两段进行计算时交界面处计算传热量、传热系数等参数不连续的问题,将自然对流和饱和沸腾区域很好地联系起来。实验确定了最适用于PRHR HX管内自然循环流动传热计算的经验公式为Dittus-Boelter公式。McAdams的大空间自然对流公式(包括水平圆管和竖直圆管)和Rohsenow池沸腾公式分别适用于PRHR HX管外自然对流和饱和沸腾传热计算。(3)数值模拟了实验和全比例模型PRHR HX的换热过程,得到了水箱内温度分布、流动规律和沸腾产生的汽相分布,从原理上解释了水箱介质温度层状分布的原因。数值模拟研究不仅直观地分析了PRHR HX的换热过程,也为PRHR HX的传热研究提供了一种较为简单的方法。(4)开发了一套适用于非能动余热排出热交换器传热计算的方法,该方法针对不同的时刻,以分段的方式对换热器进行划分,解决了PRHR HX运行过程中两侧温度和传热方式一直变化,难以使用传统稳态换热器传热计算方法进行计算的问题。之后利用公开文献中的实验数据验证了计算方法的正确性。在此基础上,编制了设计工况非能动余热排出热交换器热力计算软件,用于PRHR HX传热设计及校核计算,该软件目前已得到工业应用。