AP1000非能动余热排出系统（Passive Residual Heat Removal System PRHRS）作为AP1000非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling System PXS）的一部分，可以在事故工况下应急排出堆芯余热，保证堆芯安全。AP1000非能动余热排出系统采用C型非能动余热排出换热器。　　紧急事故工况下，AP1000非能动余热排出换热器需要建立起自然循环，长时间运行从而导出堆芯余热。当该系统处于长期运行状态的时候，换热器管外侧传热主要以管束间的核态池沸腾换热为主，随着换热器管外侧安全壳内置换料水箱内水的蒸发和水位的降低，还可能出现传热管裸露的低液位沸腾工况。本文通过实验的方法研究C型非能动余热排出换热器管外沸腾换热特性。　　通过设计并搭建C型非能动余热排出换热器沸腾冷凝换热原理性实验台，研究不同实验条件下，C型非能动余热排出换热器管外沸腾的换热特性。实验包括C型换热器单管沸腾换热实验、C型换热器管束沸腾换热实验和C型换热器单管低液位沸腾换热实验。本文通过对实验结果的分析，分别研究了 C型换热器单管和管束的管外池沸腾换热特性。本文还分析了管束效应对C型换热器沸腾换热特性的影响，并验证了五种成熟的核态池沸腾换热关联式对于本文实验条件下计算管外沸腾换热系数的适用性。通过计算可得，在本文实验条件下，Rohsenow关联式沸腾换热系数计算值与实验值符合较好，可以用来预测此实验条件下C型传热管沸腾换热系数。　　本文对低液位实验条件下的实验数据处理的方法进行探讨和校核。经过验证，本文所用的数据处理方法有效可行，计算得出的低液位实验条件下等效池沸腾换热区的热流密度与全液位实验条件下池沸腾换热区的热流密度吻合较好，相对偏差都在5％以内；通过实验求得的低液位条件下等效池沸腾换热区的沸腾换热系数与全液位条件下沸腾换热系数相比略小，相对偏差在10％以内。C型换热器在低液位实验条件下管外沸腾换热能力并没有明显的降低。