秦亥琦，陆道纲，刘少华，王 雨，唐甲璇，钟达文,*

(1.华北电力大学 核科学与工程学院，北京 102206；2.非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京 102206)

钠冷快堆作为第4代核能系统之一，可有效解决铀资源短缺与核废料处理两大难题，我国于2007年正式加入第4代核能系统国际论坛(GIF)，加快推进各项快堆技术研发与应用[1-3]，有关快堆堆芯设计、热工流体力学亦成为了国内外研究的前沿课题。

控制棒组件是快堆堆芯的重要组成部分，也是控制快堆运行与维持安全的主要部件，按照其具体功能的不同，可分为调节棒、补偿棒与应急保护棒三大类[4]，通过对反应性的有效调节共同维护核安全。为防止控制棒的中子吸收体与包壳材料在中子辐照下过度发热和放射性气体逸出，必须对控制棒进行有效、连续的冷却，保证控制棒温度始终在设计温度以下，确保棒包壳的完整性，避免控制棒发生扭曲、卡死或损坏[5]。控制棒的冷却通过管脚对堆芯流量的合理分流加以实现，管脚位于控制棒组件底端，冷却剂通过管脚侧面开孔进入组件内部，沿控制棒导管流经控制棒束，故管脚结构可直接影响控制棒组件的流体力学行为，进而影响快堆的安全性。结合水力实验与计算流体动力学(CFD)方法研究几何结构对快堆控制棒组件板式节流件管脚流动特性的影响具有重要的工程意义。

国内外研究人员针对快堆控制棒组件进行了许多有益研究。宋青、孙磊等[6-7]在竖井多点激励地震台上开展了中国实验快堆(CEFR)控制棒驱动机构及驱动线的抗震鉴定；……