非能动余热排出换热器是新一代核电站AP1000和CAP1400的重要非能动安全设备之一。非能动余热排出换热器由大量的C型传热管构成，C型传热管的换热能力直接决定了换热器的性能，因此有必要研究C型传热管束的换热机理。本课题针对事故工况下，C型传热管内可能出现的蒸汽冷凝换热现象，展开试验研究。主要内容包括两方面：一是 C型传热管束原理性试验平台的设计与搭建。二是在全液位和低液位条件下的 C型传热管管内冷凝换热试验。其中主要的试验工作和试验结果如下：　　1.进行了全液位单管和管束试验，结果表明：C型传热管的冷凝换热系数会随着蒸汽压力的提升而增加，与水平管内冷凝换热系数随蒸汽压力的变化趋势类似；管束中各管因受到管束效应的影响，而表现出不同的换热能力；受管束效应的影响，当蒸汽压力较低的时候（低于0.3MPa），管束B管的换热能力强于单管B管；当蒸汽压力较高的时候（高于0.4MPa），管束B管的换热能力低于单管B管的换热能力；　　2.因传统直管的冷凝换热系数关系式并不适用于 C型传热管，本文在大量试验数据的基础上，参考Shah经验公式和D-B公式，考虑C型传热管特有的结构特点，分别提出了C型传热管的单管管内冷凝换热关系式和管束冷凝换热关系式。该关系式的计算值与试验值最大偏差分别保持在±9％和±18％以内，具有良好的预测能力；　　3.通过降低水箱饱和水的液位实现了上弯头液位、竖直管4/5液位、竖直管2/3液位和竖直管1/2液位等四组低液位试验。试验结果表明：低液位工况下，为简化计算，可以将C型传热管管内冷凝换热分为两大区域：汽空间区域和液体浸没区域。计算结果显示，管内冷凝换热主要发生在液体浸没区域；C型传热管的传热功率随着蒸汽压力增加而不断增加，随着液位的下降而不断减小。然而，C型传热管的传热功率降低率和换热面积降低率基本一致；此外，C型传热管低液位的冷凝换热系数均低于单管全液位冷凝换热系数，但是各低液位相互之间的冷凝换热系数变化不大。