在压水堆核电站LOCA后再循环阶段,由于破口撕裂、高温高压水流的喷射以及材料的腐蚀或溶解等作用,安全壳内可能产生大量碎片。这些碎片,包括一些原本就在安全壳内累积的杂质、淤泥、异物等,由于事故后安全壳内水流的迁移作用,将进入安全壳地坑。虽然碎片可由地坑滤网捕集,但是仍将有部分碎片可旁通安全壳地坑滤网进入一回路系统,并在堆芯燃料组件内聚集和沉积,引起燃料组件压降增加。国内外相关研究现状表明该现象对核电厂LTCC至关重要,美国核管会(U.S. NRC)规定在运行的商用核电厂必须能够证明其LOCA后能保证堆芯长期冷却,国家核安全局发布地坑滤网改造通知的同时也要求各运行核电厂须论证流体在夹带杂质的运行工况下,ECCS和CSS的再循环功能满足相关的管理规定要求。在此背景下,本文首先充分阐述了安全壳地坑碎片对燃料组件流动压降试验的意义,针对秦山一厂LTTC特性给出了本课题的试验参数。为实现研究目的,该课题需要搭建一个大型热工水力试验平台。平台搭建的其中一个关键就是测量仪表量程范围的选取。对此,通过对小单元流道的CFD模拟、相关经验关系式及调研估算,并综合各方面因素,本文为所需传感器提供了预估测量范围,亦为试验数据的对比提供理论依据。随后论文中阐述了本课题的试验条件,并详细介绍了用于完成本课题的试验台架和试验工况。在试验方面开展了基准试验、颗粒+纤维敏感性试验和极限试验,得到了这几个工况下定量化的压降数据并进行了合理性分析。本文工作的开展和完成将为秦山核电厂堆芯下游效应分析和安全分析程序的分析输入积累可靠、量化的试验数据,为其保证应急堆芯冷却系统安全功能的可靠执行提供支持,从而为秦山核电厂通过相关安全审评提供试验验证保障。