假设压水堆核电厂发生破口失水事故(LOCA),为了保证堆芯连续的长期的冷却以及维持安全壳的压力和温度在可接受范围内,应急堆芯冷却系统(ECCS)启动,对堆芯进行应急冷却,此后反应堆进入长期冷却再循环阶段(从安全壳地坑取水)。在此阶段,如果安全壳内存在碎片,那么碎片就会随水流迁移到安全壳地坑滤网,堵塞滤网,造成压头损失。部分细小碎片会不可避免地随冷却剂经穿过地坑滤网进入反应堆压力容器,在堆芯燃料组件内堆积产生压降,对再循环造成影响。本文针对压水堆核电厂发生极限设计基准事故后,长期冷却阶段碎片进入压力容器内造成冷却剂流动通道堵塞,危害堆芯余热排出进行实验模拟研究。主要研究压水堆核电厂特有的碎片在不同燃料组件中不同流量下的堆积特性及其堵塞流动通道产生的压降,进而评估核电厂堆芯余热排出的安全性。为达到研究目的,需要对测试组件进行理论计算并设计搭建一个热工水力测试回路。本文对测试条件,测试回路和设计测试模拟工况进行详细分析。通过测试获得不同流量下的不同碎片组合产生的压降,为核电厂燃料组件的设计提供充足的数据支持。