郭丹丹，刘 洁，刘 冰

（上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）

核电厂发生失水事故后，生成的碎片材料会进入应急堆芯冷却系统、喷淋系统及反应堆堆芯，造成滤网和堆芯的堵塞问题，进而影响长期冷却功能的执行。美国核管会从1979 年开始关注压水堆滤网的设计问题，阶段性地对滤网提出新的设计要求，并发布一系列法规规范要求来确保滤网设计是安全可靠的，从而确保事故后核电厂的安全运行［1］。国家核安全局也要求国内在役核电厂完成滤网设计改造以满足最新的标准法规要求，从而提高核电厂的安全性［2］。滤网的设计问题一直是安全审评的重点关注问题，国内外均开展了一系列的研究工作，但是研究结果具有一定的局限性和片面性，研究过程也各有不同，且缺乏研究的基础数据。安全壳内碎片与滤网堵塞问题的关键技术包括上游分析技术、滤网设计技术以及下游分析技术，具体的研究内容包括碎片喷射技术研究、化学效应研究、碎片迁移技术研究、堆芯内外下游效应分析和试验技术研究。本文重点研究碎片迁移技术，以提供体系性的指导方法供各堆型核电厂参考使用。

1 NEI碎片迁移方法研究

核电厂发生破口事故后，破口处高能冷却剂高速喷射而出，会造成一定范围内的设备、保温层等部件的损坏，会形成不同种类、不同大小、形状各异的碎片：有反射金属碎片、涂层碎片、非金属保温碎片等颗粒碎片，大的碎片直径可达10厘米，小的碎片则为直径在10 微米左右的微小颗粒，这些碎片随着冷却剂的流动发生迁移。……