钠冷快堆作为世界第四代先进核电技术的重要堆型之一,可提供稳定经济的能源,具有更高的铀资源利用率和安全系数。快堆燃料组件的结构有关堆芯流量分配情况与冷却剂泵的参数确定,是反应堆一回路流体力学的研究重点。根据组件在堆内承担的功能和位置分布的差异,需要在完成全堆芯流量分配实验前,通过实验测量单盒燃料组件的流动特性曲线,验证燃料组件结构的合理性,为堆芯设计提供实验依据。经验公式中绕丝棒束阻力系数的计算通常与组件的结构参数相关,在针对不同组件的计算结果表现出较大的不确定性。我国快堆燃料组件与国外所研究的组件有一定的设计差异,因此经验公式的适用性也有待进一步明确。国内有关燃料组件的棒束研究以数值模拟为主,已完成的实验及数据大多以保密形式于研究所内部使用,目前国内缺乏可参考的实验研究和经验。本文所研究单盒燃料组件的成果,可用于堆芯流量分配实验与单体实验台架的设计参考。堆芯流量分配实验作为快堆研究的重要实验之一,需要采用大量燃料组件。燃料组件结构精细,加工困难,可在保留组件的流动性能前提下,简化模拟件的设计结构,为此本文通过实验确认燃料组件少棒替代方案的可行性和模拟件具体结构参数,该研究具有一定的工程应用价值。本文采用理论计算、水力实验、与数值模拟相结合的方法,研究了我国实验快堆带绕丝棒束组件的流动特性。基于经验公式设计棒束长度不同的少棒模拟件,根据实验结果对比三种经验公式的适用程度;采用特定温度的去离子水环境模拟反应堆运行时组件运行环境,完成了三种模拟件的实验;通过数值模拟计算组件内的局部压降。首先验证了不同经验公式在预测我国快堆燃料组件压力损失系数的准确程度,给出误差参考值。其次,实验确定了可替代进行实验的少棒模拟件结构参数,证明了少棒替代方案具有可行性。最后通过数值模拟确定了燃料组件部分复杂结构的流动性能,并结合少棒模拟件实验结果对比,结果表明我国快堆燃料组件带绕丝棒束的阻力系数沿轴向分布不均,且评估燃料组件功能结构形阻压降占比,对数值模拟中选择简化模型有一定的参考价值。本研究为快堆相关结构设计、工程应用提供参考和实验依据。