于晓勇，祁沛垚,2，乔守旭，王啸宇，邓 坚，谭思超,*

(1.黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室，哈尔滨工程大学，黑龙江 哈尔滨 150001；2.西安热工研究院有限公司，陕西 西安 710054；3.中国核动力研究设计院，四川 成都 610041)

棒束燃料元件结构紧凑，流道狭窄，承受着复杂的机械载荷。当燃料元件长时间受到辐照发生肿胀、弯曲或堆内材料碎片、腐蚀产物随冷却剂流入堆芯等条件下可能会造成流道阻塞事故。当发生流道阻塞事故时，由于流道内阻力增大，冷却剂流量减小，造成冷却剂输热能力减弱，引起堆芯传热恶化[1]。因此，有必要针对局部阻塞条件下棒束通道内的流场及阻力特性进行研究。

目前，针对流道阻塞事故的研究主要从实验研究和数值模拟两方面开展。Kikuchi等[1]研究了非沸腾条件下阻塞物下游的温度分布；Miyazaki等[2]以钠为工质测量了流道阻塞后温度的波动；Sudo等[3]研究了流动阻塞对压水堆失水事故堆芯换热的影响。以上实验均从换热特性方面对阻塞事故进行了研究，并未从流动特性机理方面进行分析，其原因可能是阻塞后流场特性复杂，开展实验较为困难，所以实验数据较少，不能给CFD做验证。其次实验研究中阻塞方式较单一，除Ohtsubo等[4]对单、双、三通道阻塞进行了实验外，其余实验均对单一阻塞率进行了研究，实际阻塞事故的发生具有随机性。因此棒束通道局部阻塞流场实验有必要针对不同阻塞类型开展相关研究。部分数值模拟[5-6]建立模型和结果的可靠性以及准确性需要验证，局部阻塞条件下棒束通道流场特性的实验研究可为CFD提供真实可靠的实验数据。……