在SMART、SBWR、SWR1000等先进核电站的非能动余热排出系统设计中,均采用管内冷凝、管外大容积沸腾的换热方式,其换热器性能的优劣直接影响到核电站的安全性和经济性。本文针对非能动余热排出换热器管内、外侧换热工况,对管内完全冷凝换热和管外大容积沸腾换热特性进行了实验研究。实验换热管外径均为16mm,入口蒸汽压力范围是0.08~0.4MPa。主要研究内容和结果如下:　　管内完全冷凝换热特性。针对非能动应急冷凝器的冷凝换热过程,选取光管、直肋管和螺旋肋管为换热元件,对蒸汽在竖直管内的完全冷凝换热特性进行实验研究。结果表明,在实验参数范围内,螺旋微肋管的冷凝换热系数是光管的2.7~3.2倍,直微肋管的冷凝换热系数是光管的2.8~3.3倍。其中,光管和直肋管管内冷凝液膜主要处于层流-波状流状态,螺旋肋管管内冷凝液膜上端处于层流-波状流状态,下端处于紊流状态。通过引入界面剪切方程对Nusselt冷凝换热模型进行修正,分析蒸汽流速、界面剪切作用等因素对冷凝液膜流动状态和局部冷凝换热系数的影响。修正模型的预测结果与实验数据吻合程度较好。　　管外大容积沸腾换热特性。针对非能动余热排出换热器管外大容积沸腾换热工况,选取光管、整体针翅管和多孔壁面管为换热元件,对管外大容积沸腾换热特性进行实验研究。在实验参数范围内,整体针翅管的沸腾换热系数大约是光管的1.2~1.24倍,多孔壁面管的沸腾换热系数大约是光管的2.16~2.44倍。当采用管束布置时,光管和多孔壁面管的沸腾传热系数均有所提升,而整体针翅管的沸腾传热系数则有所下降。