燃料元件国产化是我国核电自主化生产及出口的重要条件。新型燃料元件的设计制造需要进行辐照考验,而堆内辐照考验回路可以为燃料元件提供模拟真实压水堆运热工行水力环境的辐照考验平台。辐照考验回路运行时管道内为高温高压冷却剂,且自身具有裂变功率,一旦发生事故,高温高压冷却剂将喷涌而出,并伴有大量放射性物质泄漏。因此在设计时必须对其进行事故分析以验证设计的安全性。本文基于CMRR堆内高温高压辐照考验回路初步设计方案,利用RELAP5对其进行建模,并调节稳态运行使之与设计参数相匹配。结果表明,回路设计方案的RELAP5模型运行参数与设计值基本一致,满足瞬态计算的要求。在此基础上,分别计算了两大类、三种典型的设计基准事故,分别如下:1.失流事故:回路为一环路运行,因此选取了全部失流事故及卡轴事故两个典型事故,并对其进行了对比分析,对照验收准则进行了结果验收。2.失水事故:回路为试验回路,因此管路上连接有许多细小的管线。本文对试验回路的小破口失水事故进行了分析,其中包含有冷/热管段失水事故及冷管段事故的破口尺寸敏感性分析。之后还选取了对研究堆影响更大的内压力管破裂事故进行了计算。计算结果如下:回路卡轴事故/失流事故下压力<110%设计值,卡轴事故包壳温度734.1℃<1482℃,失流事故中MDNBR>1.5,不会发生偏离泡核沸腾。冷/热管段失水事故中,包壳峰值温度分别为880.6℃及367.6℃,低于限值1204℃。对于不同尺寸冷管段小破口失水事故均能保证回路安全。研究堆冷却剂温度与氩气气隙压强均无明显变化。内压力管破裂事故中,包壳峰值温度为985.7℃,低于限值1204℃。CMRR冷却剂温度达86.7℃,有较大影响。氩气气隙压强最高达2.3MPa,对双层压力管结构带来挑战。事故分析结果将对回路设计起到反馈作用,促使回路设计方案的改进。