核电厂发生严重事故时,压力容器内的堆芯材料温度迅速升高,甚至发生熔化并坍塌落入压力容器下封头底部形成熔池。由于衰变热的存在,熔池通过压力容器外壁面源源不断地向外传递热量。区别于二代核电站,三代核电站采用了非能动的熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)严重事故预防和缓解措施来保证压力容器下封头的完整性,即:通过向堆腔注水淹没压力容器,依靠自然循环流动带走压力容器内部的衰变热。在这种情况下,衰变热过高有可能导致压力容器外部流体的膜态沸腾,造成传热条件恶化,使压力容器壁面出现损伤。因此,确定自然循环条件下压力容器下封头表面的临界热流密度值(Critical Heat Flux,CHF)对核电厂安全具有重要的工程意义。国际上针对此项措施开展了多项研究。由于原型压力容器尺寸太大,进行全尺寸实验较为困难,有些学者开展了与原型压力容器半径相同的二维切片实验得到了自然循环条件下压力容器下封头不同角度的临界热流密度值,为后续的实验研究提供了数据参考。有研究者利用小尺寸的二维切片进行实验,得到了强迫循环条件下的临界热流密度值。此外,关于自然循环高度对临界热流密度值的影响研究较少。综上所述,针对二维切片、自然循环、不同尺度和不同自然循环高度综合条件下的相关研究不多见,因此有必要对上述综合条件下的压力容器下封头外壁面的CHF值开展研究。本文采用小尺寸的二维实验切片,利用自然循环的方式研究在不同的自然循环高度和入口过冷度下的流体温度、两相流流型和CHF值。为了在不同角度得到不同的热流密度值,倾斜向下的弧形加热板设计为厚度不同的9段并采取直接加热的方式。结果表明自然循环条件下,与全尺寸二维切片实验结果相比,本实验得到的临界热流密度值低30%左右,与相近尺度二维切片相比,自然循环条件得到的临界热流密度值比强迫循环低32%左右。除此之外,低入口水温工况下,最低自然循环高度工况的CHF值最高,入口水温升高后,提高自然循环高度对CHF值有提高效果。本实验评估了实验段的尺寸、循环方式和自然循环高度对流动特性的影响,可为不同类型台架在工程上的应用提供一定的不确定度参考。