三代先进压水堆AP1000引入了非能动余热排出系统(PRHRs),内置换料水箱(IRWST)是非能动余热排出系统的关键设备之一,非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、自动降压系统1-3级喷洒器(ADS sparger)均浸没在内置换料水箱中,事故工况下,非能动余热排出热交换器、自动降压系统喷洒器等设备启动,非能动地将一回路余热排出至二次侧热阱内置换料水箱,为反应堆提供应急冷却,其安全、高效运行对于保证反应堆事故余热排出工况下,反应堆有效降温、降压具有重要作用。本研究以AP1000为主要参考对象,搭建分离效应整体缩比IRWST&PRHR HX&ADS实验台架,研究反应堆内置换料水箱及其关键部件PRHR HX管壁加热式传热、ADS高温蒸汽喷放式冷凝过程中的热工水力学特性,获得IRWST内整体三维温度场、三维速度场分布及局部传热系数,从而揭示关键进程传热、传质机理,进而把握内置换料水箱内流体整体、局部的传热、流动特性。对于PRHR HX特殊形状的C型管束传热研究,基于IRWST&PRHR HX分离效应缩比实验,分别对PRHR HX竖直段、上部水平段、下部水平段在单相自然对流阶段、两相沸腾阶段传热特性进行了深入分析,且基于实验数据验证了各类传统半经验传热关联式对PRHR HX C型管束不同传热区域的适用性。另外,实验结果表明,在余热排出进程中PRHR HX持续加热作用下,IRWST热分层现象十分明显,对应热分层数(Str数)接近1。对此,本研究创新性地在PRHR HX二次侧管束区新装不同数量的导流板以减弱IRWST内热分层程度,并基于实验数据评价该新型导流板设计方案对IRWST对流传热特性、三维温度速度分布,PRHR HX整体、局部传热效果的影响。实验结果表明,PRHR HX二次侧新增导流板方案使得IRWST内的热分层程度降低30%以上,有利于内置换料水箱在更长时间内对反应堆一回路进行降温、降压,保证长期冷却效果。对于AP1000自动降压系统喷洒器复杂结构多孔喷放条件下的高温高压蒸汽直接接触式冷凝(DCC)现象,本研究基于IRWST&ADS喷洒器分离效应缩比实验,研究了内置换料水箱内整体循环特性、温度分布以及自动降压系统蒸汽喷放条件下的传热特性。本研究创新性地采用喷放简化“集总蒸汽冷凝区”模型,对复杂结构、多喷孔条件下ADS原型缩比喷洒器喷放冷凝传热系数进行评估计算,实验结果表明,在IRWST内流体相对大过冷度条件下,蒸汽喷放传热系数范围约为0.6-2.9 MW/(m2·℃)。另外,为减弱ADS喷洒器喷放条件下IRWST内的热分层现象,本研究创新地提出了ADS喷头优化方案,通过调整ADS喷洒器在IRWST内的高度位置,改变IRWST内整体流动、温度分布,并采用热分层准则数理查德森数(Ri数)与热分层数(Str数)预测、评价IRWST内的热分层的形成条件、热分层程度。实验结果表明,ADS喷头位置优化方案能够有效降低IRWST内的热分层程度,有利于长期冷却阶段核电厂的长期、安全、稳定运行。本实验研究对AP1000内置换料水箱热工水力特性进行了详细、深入的研究,实验数据可为中国自主化堆芯、系统一体化分析软件COSINE(Core and System INtegrated Engine for design and analysis)提供实验验证并进行特殊传热模型评估,具有重要的应用价值,实验数据为AP1000工程运行与设计改进提供了重要实验参考。