作为新型压水堆核电站引入的重要概念之一，非能动安全系统因其固有安全性而得到广泛的关注与研究。其安全可靠、不必过度依赖人为驱动与外界能源供给的特点不但使核电系统得到了简化，还可以有效提高系统的安全性。在非能动余热排出系统的设计中，冷凝换热器是非常重要的组成部分，由于其传热机理和影响因素都较为复杂，对管内冷凝进行合理的计算分析是非常必要的，这不仅有助于提高冷凝器的换热效率，还可以提高整个系统的安全性能，同时也为开发安全稳定、结构简单的非能动余热排出系统提供可靠的理论支持。
本文主要针对非能动余热排出系统中的冷凝换热器进行分析，通过程序对高压蒸汽管内冷凝换热特性进行计算，从而得出相应传热特性。通过在自行设计搭建的实验系统上进行实验所得的数据对管内冷凝传热公式进行修正，编制了管内冷凝计算程序进行计算，并将该程序嵌入到RELAP5中对高压蒸汽管内冷凝进行系统计算。首先通过程序计算高压汽水回路实验系统中微倾斜管管内冷凝换热特性，选取30~150　kW功率范围内2.0　MPa、3.0　MPa、5.0　MPa及7.65　MPa四种压力下不同工况进行计算。通过程序计算结果与实验值进行对比，验证了修正程序的有效性。结果表明，程序对微倾斜冷凝管的计算正确，不同压力下管内冷凝换热特性呈现相同的趋势，排热能力满足设计要求。
在微倾斜管管内冷凝的基础上，针对上下倾角均为5°的C型冷凝管换热特性进行了计算。选取压力工况为2.0~8.6　MPa，功率范围25.67~230　kW，分别就2　m、3　m、4　m以及全淹没液位高度进行了计算，并通过计算结果对不同工况下冷凝管内温度、冷凝位置、排热量等主要参数的变化特性进行了分析。