席 航，谢东升，张瑷月，康 锐，吴 璐，潘虎成

（1.中国核动力研究设计院第一研究所，成都 610041；2.东北大学 材料学院 材料各向异性与织构教育部重点实验室，沈阳 110819）

随着社会的发展和时代的进步，工程安全问题，例如网络安全［1-2］、运输安全［3-6］和机械安全［7-8］问题得到进一步研究。现如今，核安全问题也已逐渐引起核工程界和工业界的广泛关注，其涵盖了广泛的研究方向，包括反应堆的传统物理［9］和热力学［10］，以及堆芯结构［11-12］和材料力学［13-14］等。其中，失水事故（loss of coolant accident，LOCA）是指反应堆一回路中的管道破裂或失效引起冷却剂流失的现象，是核电站安全设计的基础事故之一，对压水堆（PWR）安全运行的相关设计提出了更为严峻的挑战［15-17］。安全壳及其相关建筑作为保护放射性物质的最终屏障，其重要性也日益提高。在失水事故中，随着温度的升高，锆合金包壳会发生脆化，脆化的包壳在事故进程或事故后续处理中易发生破裂，并且由于包壳碎片堵塞冷却剂通道，可能导致堆芯燃料组件内的一次冷却剂流量减少，造成放射性产物泄漏［18-19］。以福岛核电站为例，锆包壳与蒸汽在高温下反应产生大量氢气，并通过主回路的破裂释放到安全壳中，爆炸导致外部建筑严重受损［20-21］。失水事故期间，从反应堆冷却剂系统、安全注射系统和安全壳喷淋系统收集到集水坑的水必须回流到反应堆堆芯，以清除放射性衰变产生的余热。集水坑包含一个滤网，用于保护安全壳喷淋和反应堆冷却系统流道内的内部部件，使其免受可能被输送至集水坑的碎片的影响［22-23］。……