为保障三代核电厂在严重事故下能通过非能动系统排出堆芯余热的安全要求，对该系统中的二次侧非能动余热排出(SPRHR)冷凝器在不同蒸汽压力和流量下的传热特性进行了试验研究。研究结果表明:SPRHR冷凝器具有足够的安全余量，传热性能稳定；Shah和Foster-Zuber关系式可以很好地预测SPRHR冷凝器传热性能。