王中立

GSI-191不同破坏压力材料对应的碎片影响区域半径计算方法研究

王中立

（上海核工程研究设计院，上海200233）

安全壳内高能管道发生破口之后，高速喷射的流体会冲击附近的设备和结构，产生不同类型的碎片。这些碎片会随地坑内的流体迁移到再循环滤网表面上，甚至会穿过滤网进入一回路管道和设备中，堵塞长期冷却循环通道，影响事故后堆芯热量的导出。本文研究了破口喷射参数和不同材料破坏压力对应的碎片影响区域（Zone of Influence）半径计算方法。根据不同的破口类型和破口上游流体参数，计算破口处的喷射压力和质量流量。分析高速喷射流形成的几何形状和压力分布，计算沿喷射流方向不同距离的喷射压力和径向压力，最后根据材料的破坏压力折算成碎片影响区域半径ZOI，可作为电站碎片分析的分析参考。

碎片影响区域；长期冷却循环

美国核管会（NRC）提出的通用安全问题GSI-191［1］强调了压水堆堆芯长期冷却循环时需要考虑安全壳内碎片的影响。作为长期冷却循环系统一部分的安全壳地坑再循环滤网在设计时，需要确定安全壳内一回路高能管道破裂事故导致的流体介质喷射产生的碎片量。

这些碎片会随着长期冷却循环冷却水迁移到安全壳地坑再循环滤网上，再循环滤网起到防止碎片进入堆芯引起流道堵塞的作用。压水堆一回路处于高温高压状态，典型的一回路系统参数是：压力约为2 250 psig（15．5 MPa），热段温度约为620～630℉（330℃），冷段温度约为530～540℉（280℃），有20～60℃的过冷度。……