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通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提髙反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值。