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事故瞬态过程中的燃料元件包壳的热点温度是评价反应堆安全的重要参数。燃料元件包壳是阻止放射性释放的第一道实体屏障，因此包壳的完整性直接关系到反应堆的安全。燃料元件包壳所承受的高温、高压是包壳破损的主要原因之一，在实际的反应堆的瞬态过程中，最主要的变化因素是温度，因此包壳温度是验收准则中一项需要重点考虑的指标。 本文的主要任务是出于反应堆安全分析的要求，在系统安全分析程序DINROS程序中加入包壳热点温度分析的模型。本文考虑到影响包壳热点温度的确定性因素，并基于DINROS程序的特点，对加入的最热通道作了适当的简化和假设，最终得到分析包壳最高名义温度的最热通道模型。 本文对最热通道所做的简化和假设包括：1、考虑相邻子通道间的横向导热、由于压差引起的横向流以及由于绕丝引起的横向交混等因素对瞬态热点温度的影响非常小，从而忽略这些因素的影响，使用Novendstern模型计算组件内的速度和流量分布，认为最热通道内某一时刻流量沿轴向恒定。2、关于最热通道参数的选取，本文保守的选取平衡态初期第一排燃料组件中的最热组件进行考虑。 为了验证最热通道模型的适用性和合理性，本文分别使用DINROS程序和子通道分析程序COBRA对所选取的极限超功率和失流事故进行了计算分析，对比结果表明，本文对最热通道模型所作的简化和假设是合理的和保守的，给出的最高温度分析的模型是保守的。 本文针对DINROS程序提出的最热通道模型是适合DINROS程序作事故的最高名义温度分析的。DINROS程序中加入了这一功能使DINROS程序更加完整，允许程序在不作大量耗时的详细的子通道分析的情况下给出事故过程中的热点温度，解决了CEFR初步安全分析中存在的问题，为CEFR的最终安全分析工作提供了有用的工具。