王伟伟 曹克美 戚展飞



GSI-191问题喷射冲击影响区域的计算分析

王伟伟 曹克美 戚展飞

（上海核工程研究设计院 上海 200233）

在压水堆LOCA (Loss of Coolant Accident)事故之后，高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床，阻碍应急堆芯冷却系统的正常运行。部分碎片可能旁通滤网进入反应堆压力容器，从而引起一系列的效应。该问题被称之为GSI-191 (Generic Safety Issue-191)问题。为解决GSI-191问题，首先需要确定破口附近产生的碎片量。当前研究基于ANSI/ANS 58.2-1988标准和等效体积球体模型，自主开发了喷射冲击影响区域计算工具JETZOI。采用该工具计算获得的NEI (Nuclear Energy Institute)算例的喷射轮廓和等压线与美国核管会(United States Nuclear Regulatory Commission, U.S NRC)的结果符合很好，从而实现了对NEI算例的成功复现。进一步进行了不同滞止工况的敏感性分析。分析结果表明，在相同的滞止压力下，流体温度的升高将导致影响区域破坏半径的减小和碎片量的减少。因此在开展喷射冲击试验获得影响区域的破坏半径时，应当保守选取冷段双端断裂作为极限工况以使喷射冲击产生的碎片量最大。

喷射冲击，碎片，影响区域，失水事故

GSI-191 (Generic Safety Issue-191)问题于1998年由美国核管会(United States Nuclear Regulatory Commission, U.S NRC)首先提出。该问题研究目的在于确定LOCA (Loss of Coolant Accident)事故之后，安全壳内碎片的传输和聚集是否会阻碍反应堆应急堆芯冷却系统(Emergency Core Cooling System, ECCS)的正常运行。对于压水堆的高能管道，即最高正常运行温度超过93.33 °C或最高正常运行压力超过1.896 MPa的管道[1]，当发生LOCA事故之后，破口附近的保温层和其他材料（如涂料和混凝土等）在喷射冲击作用下破裂成碎片。……