在压水堆核电站发生LOCA事故后,由于管道破裂、高能流体喷射以及冷却剂与堆内材料的化学反应,安全壳内会产生大量碎片。碎片随着冷却剂传输至安全壳地坑,在安全壳地坑水再循环阶段,不可避免会有部分碎片穿过地坑滤网进入堆芯燃料组件,造成燃料组件堵塞。若碎片在堆芯燃料组件造成的压力损失大于反应堆能提供的驱动压头,则反应堆无法确保有足够的流量去除堆芯衰变热。这将破坏长期堆芯冷却能力,严重可能导致堆芯熔毁。因此,研究碎片对燃料组件压降的影响,对LOCA事故后保证核电站的长期堆芯冷却能力有着重要意义。本文主要研究LOCA事故后产生的碎片对燃料组件的压降的影响。本文研究工作包括实验研究和模拟计算,实验研究针对CAP1400燃料组件和秦山核电厂燃料组件(PC8-FA)进行了基准实验、碎片实验和变流量实验。模拟计算通过FLUENT软件进行,利用多孔介质模型模拟CAP1400燃料组件中形成的碎片床层,并分析流量、孔隙率、等效颗粒直径对压降的影响。通过实验得出CAP1400燃料组件和秦山核电厂燃料组件(PC8-FA)在各自对应的碎片量、碎片添加方式、碎片类型和流量下的压降值,为核电站保证长期堆芯冷却能力提供试验数据支撑。且实验结果表明:1)碎片造成的压降远大于燃料组件本身的压降;2)流量调节方式对碎片床层的结构有影响。模拟结果与实验结果的对比表明,在低流量范围内,模拟计算结果和实验结果较为接近,在高流量范围内,模拟计算结果和实验结果差别较大。且模拟结果表明,碎片床层的压降随着流量的增大而增大,随着孔隙率、等效颗粒直径的增大而减小。