AP1000是西屋公司在AP600基础上设计开发的先进非能动型压水堆。其安全系统设计充分利用自然驱动力,在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功能。非能动系统的使用使核电厂的设计比起传统的压水堆核电厂有显著的简化,不仅减少了设备部件的采购量,降低安装成本,缩短施工周期,并且使维修活动最小化。为掌握AP1000非能动余热排出热交换器(PRHR HX)传热机理,探究其传热模型及热工计算方法。本文对PRHR HX的传热机理进行了分析与研究,得到其设计工况下换热管两侧的主要传热形式。同时建立了PRHR HX的模型实验系统,并通过实验研究了换热器管内自然循环换热和管外自然对流、过冷沸腾、饱和沸腾的换热特性。(1)通过管外自然对流实验,确定Dittus-Boelter公式更适合非能动余热排出热交换器管内自然循环对流传热的计算,McAdams公式更适合管外自然对流换热的计算；PHRH HX水箱内自然对流工况下流体温度沿竖直方向呈现温度分层,由高到低逐渐递减,在水平方向上温度几乎相同；(2)通过管外沸腾传热实验,揭示非能动余热排出热交换器IRWST热阱热分层现象,研究IRWST热阱热分层界面变化规律,提出了PRHR HX热阱的三段式传热机理,并给出了相应的计算公式,最后利用文献中实验数据进行了验证。本课题为先进压水堆核电站非能动余热排出热交换器研究和设计提供理论依据,对非能动余热排出热交换器的国产化以及具有我国自主知识产权的更大功率的压水堆研究与开发有着非常重要的意义。