蒋 兴,贺寅彪,张 明

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

0 引言

当一回路发生破口失水事故(LOCA)时，反应堆安注系统应立即向堆芯注水，防止堆芯裸露，保证燃料元件的充分冷却。当安注系统启动，与反应堆压力容器(RPV)壁面温度相差很大的安注冷水瞬间流过高温容器内壁面时，将导致容器壁温度梯度剧烈增加即羽流(Plume)效应，引发容器壁内产生很高的热应力。本文中的“Plume效应”指的是当冷的安注水流进RPV下降环腔时，会在热的RPV内壁面沿着流动方向自上而下产生一条狭长的低温区。如果同时在系统内存在压力或较高的剩余压力时，通常被称为受压热冲击(PTS)。

但只要容器有足够的断裂韧性，这样的瞬态是不会引起容器的失效。随着核电厂运行接近寿期末，由于快中子辐照导致RPV带区的材料断裂韧性下降，发生承压热冲击(PTS)事件就可能引起内表面附近的缺陷贯穿壁厚，根据事故的发展，这样的贯穿裂纹(TWC)可能导致堆芯大量失水而引起熔化。因此，设计时必须考虑安注时由瞬态流动传热带来的热应力问题。对安注时安注接管口附近及RPV下降环腔内的流动和对瞬态温度变化过程的研究，对于正确设计RPV以及安注系统都是非常有意义和必要的。自20 世纪60 年代以来，很多国家就展开了对RPV在安注时RPV内的流动和传热研究[1-6]。

本文选取一个典型可能引起羽流(Plume)效应的PTS瞬态(稳压器卸压阀卡开事故瞬态),进行RPV下降环腔内三维热工流场分析研究。

1 结构简述

图1示出RPV结构。……