为保证核电站的安全性,采用反应堆压力容器外部冷却（ERVC）方案实现严重事故下堆内熔融物滞留（IVR）的策略是目前最重要的非能动严重事故缓解措施。虽然已经开展了以工程验证为目的的针对不同类型机组的IVR-ERVC系统工程验证性试验,但是对于IVR-ERVC中沸腾现象及临界热流密度（CHF）机理的研究还很有限。由于反应堆下封头熔融物分布和传热特性不确定度较大,工程验证试验结果难以用于严重事故的准确分析和系统的优化设计。因此,本文采用矩形流道内低流量流动沸腾来模拟IVR-ERVC系统窄缝通道内的自然对流沸腾,通过改变流道倾角和入口质量含气率对IVR-ERVC系统中的沸腾传热特点和CHF机理进行深入研究。首先,基于严重事故下反应堆压力容器下封头外部窄缝通道内,上游的两相流状态随着倾角位置的变化而变化,会对下游的沸腾传热和CHF造成影响的特点,本文对不同质量流速和质量含气率工况对应的不同倾角矩形流道中两相流分布及平均空泡份额进行实验和理论研究,并结合CFD数值模拟对两相流的倾角效应进行了分析。实验结果表明,弹状流和搅拌流下,平均空泡份额随着倾角增大,呈现先减小后增大的趋势。考虑倾角效应后对漂移流模型中的分布参数和漂移速度进行分析,结果表明漂移速度随倾角先增大后减小,这是造成平均空泡份额随倾角非单调变化的主要原因。同时,CFD模拟结果表明采用欧拉-欧拉非均相两流体模型并考虑相间作用力能够对本实验的两相流分布和平均空泡份额进行较好的预测,不同倾角下重力方向的改变造成气相速度场的差异使得平均空泡份额随倾角非单调变化。其次,将影响CHF的各个因素进行分离,研究单个因素对于CHF的影响规律。通过实验的方法,分别调节流道倾角、质量流速和入口质量含气率,研究这些因素对于矩形流道单面局部加热表面的沸腾传热和CHF影响规律。实验中流道倾角的变化范围为1590°,质量流速变化范围为110288 kg/（m2s）,质量含气率变化范围为0.0030.036。沸腾传热实验结果表明,实验范围内质量流速和质量含气率对传热系数几乎无影响;倾角对传热系数的影响明显,大于45°的角度区间内,传热系数基本不随倾角变化,与90°倾角下的传热系数保持一致;在1545°倾角区间内,传热系数基本保持一致,相对90°倾角下的传热系数减小。通过对比不同的饱和沸腾换热经验关系式,发现Liu和Winterton公式对90°倾角下的沸腾传热系数预测较好。考虑倾角的影响,对该公式进行修正后预测本实验的传热系数,精度在-18%至15%之间。CHF实验结果表明,在测试工况范围内,质量流速、质量含气率和流道倾角的增大都能提高CHF;流道倾角对CHF的影响受到质量流速和质量含气率的共同影响;整体上CHF随倾角的增大而增大,较大的质量流速和质量含气率能够削弱CHF的倾角效应。最后,基于实验结果,结合微液层蒸干理论和分离流理论对低质量流速、低含气率的不同倾角下单面局部加热流道的流动沸腾进行分析建模,开发了新的CHF预测模型。该模型弥补了现有研究中关于不同倾角的低压、低质量流速和低含气率下饱和流动沸腾CHF模型的不足,能够较好地预测不同倾角的低压、低质量流速和低含气率条件下饱和流动沸腾CHF,整体误差在-25%至20%以内。