黃甲　彭建　吳高峰　梁建剛　王明毓

摘? 要：核電廠設(shè)計中需要考慮高能管道破裂，從高能管道破口處產(chǎn)生的噴射流會對周圍的構(gòu)筑物以及設(shè)備產(chǎn)生噴射沖擊效應(yīng)。文章總結(jié)了噴射流模型以及噴射錐的計算方法，并選取核電廠某高能管道作為分析對象，針對不同的溫度和壓力工況，計算了噴射錐幾何參數(shù)以及破口處流體推力。計算結(jié)果表明，隨著高能管道內(nèi)流體介質(zhì)溫度的升高，噴射沖擊影響區(qū)域顯著增大，而壓力變化對噴射沖擊影響區(qū)域影響較小。與噴射沖擊影響區(qū)域隨溫度的變化趨勢不同，隨著高能管道內(nèi)流體介質(zhì)溫度的升高，破口處流體推力逐漸下降，但下降趨勢較為緩慢。文章的分析結(jié)果可以作為核電廠高能管道破裂防護設(shè)計的依據(jù)。

關(guān)鍵詞：高能管道;雙端剪切斷裂;噴射沖擊;噴射錐;流體推力;閃蒸

中圖分類號：TL353.11? ? ? ? ?文獻標志碼：A? ? ? ? ?文章編號：2095-2945（2019）31-0068-05

Abstract： High energy pipe break should be considered in the design of nuclear power plant. The fluid jet generated from the high energy pipe break will cause jet impingement effect on surrounding structures and components. It summarizes the jet flow model and the calculation method of jet cone， and selects a high energy pipe in nuclear power plant as the analysis object. According to different temperature and pressure conditions， the calculation results of jet cone geometry and the thrust force at the break are obtained. With the increase of fluid temperature， the jet impingement influence zone increases significantly， while the influence zone of jet impingement is less affected by the pressure， different from the variation trend of jet impingement influence zone with temperatures. As the fluid temperature increases， the fluid thrust force at the high energy pipe break decreases gradually and slowly. The analysis results can be used as the basis for the design of high energy pipe break protection in nuclear power plants.

Keywords： high energy pipe; double ended break; jet impingement; jet cone; fluid thrust force; flashing

1 概述

核電廠管道按照運行壓力和運行溫度可劃分為高能管道和低能管道。其中正常運行工況下最高運行壓力超過2MPa（表壓）或最高運行溫度超過100℃的管道劃為高能管道[1]。高能管道是核電廠的重要組成部分，核電廠中擁有大量的高能管道，包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）、化學和容積控制系統(tǒng)（RCV）、安全注入系統(tǒng)（RIS）、余熱排出系統(tǒng)（RRA）等。

高能管道破裂（high energy piping break，簡稱HEPB）是核電廠設(shè)計中重要的內(nèi)部災(zāi)害事件之一。《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》[2]章節(jié)5.2.4.2中明確要求“核動力廠設(shè)計必須考慮發(fā)生諸如以下內(nèi)部災(zāi)害的可能性：內(nèi)部水淹、飛射物、管道甩動、噴射流沖擊或者破損系統(tǒng)或現(xiàn)場其他設(shè)施中的流體釋放。必須提供適當?shù)念A防和緩解措施，以保證核安全不受到損害”。

高能管道破裂后，由于管道內(nèi)外巨大的壓差，管道內(nèi)的流體介質(zhì)會從破口處高速噴放至外界環(huán)境中，形成噴射流。噴射流遇到障礙物（如設(shè)備、管道、構(gòu)筑物等）后會發(fā)生滯止或偏離初始運動方向，并對目標造成噴射沖擊效應(yīng)。

針對高能管道破裂的噴射沖擊，黃樹亮[3]計算了方家山核電廠主蒸汽系統(tǒng)管道破裂破口的噴射力。其研究主要集中在高能管道破裂后破口處的流體噴射力，而對噴射流模型以及噴射沖擊影響區(qū)域的研究較少。

本文基于ANSI/ANS 58.2[4]和相關(guān)技術(shù)文獻，總結(jié)了噴射流模型以及噴射錐的計算方法，并選取核電廠某高能管道作為分析對象，針對不同的溫度和壓力工況，計算了噴射錐幾何參數(shù)以及破口處流體推力，并對計算結(jié)果進行了詳細分析。

2 噴射流模型

核電廠中正常運行工況下最高運行壓力超過2MPa（表壓）或最高運行溫度超過100℃的管道劃為高能管道[1]。高能管道破裂時，管道內(nèi)的流體介質(zhì)會在壓差的作用下從破口處噴放，形成高速噴射流。對于每個假想破裂位置，都應(yīng)就流體噴射沖擊對附近構(gòu)筑物和部件的可能影響進行評價。

對于不受限制的環(huán)向斷裂，應(yīng)假定為雙端剪切斷裂，破口處的兩段管道移動到彼此徹底分離，使得從兩個破裂端口噴放出來的噴射流互不干涉，并且應(yīng)假定在破口處每股噴射流的中心線與該假想破口處管道的中心線吻合。

2.1 無膨脹噴射流

對于冷水管道（管道內(nèi)水的溫度低于100℃），由于流體溫度低于外界環(huán)境下的飽和溫度，流體在噴放過程中不發(fā)生閃蒸，形成不可壓縮的噴射流。噴射流的直徑近似保持不變，見下圖1所示[4]。

2.2 膨脹噴射流

對于飽和水或過冷水管道（管道內(nèi)水的溫度高于100℃，低于管道內(nèi)壓力對應(yīng)的飽和溫度），從破口噴放出的流體介質(zhì)會發(fā)生快速閃蒸形成低含汽量的濕蒸汽，閃蒸導致噴射流的直徑迅速增大，形成錐形的膨脹噴射流，即噴射錐，見下圖2所示[4]。

與無膨脹噴射流相比，閃蒸導致的膨脹噴射流影響區(qū)域更大，情況也更為復雜。本文主要針對膨脹噴射流開展計算分析。

3 噴射錐幾何

對于飽和水和過冷水管道，從破口處噴放出的流體由于閃蒸形成錐形的膨脹噴射流，即噴射錐。ANSI/ANS 58.2附錄C[4]提供了一種噴射錐計算方法。該方法將噴射錐劃分為三個區(qū)域，見下圖3所示[4]：

（1）區(qū)域1：從破口平面到噴射流核心（Jet Core）結(jié)束之間的區(qū)域，即圖3中所示三角形的小圓錐區(qū)域。該區(qū)域的壓力假定為上游的滯止壓力P0，位于此區(qū)域的障礙物，將受到破口上游滯止壓力的噴射沖擊作用。

（2）區(qū)域2：從噴射流核心區(qū)結(jié)束平面到漸進平面之間的區(qū)域。該區(qū)域為噴射流體等熵自由膨脹的區(qū)域。

（3）區(qū)域3：漸進平面之后的區(qū)域。噴射流體經(jīng)過等熵自由膨脹后開始與周圍的空氣相互混合，并且以10度的角度沿四周膨脹。

3.1 區(qū)域1

區(qū)域1為噴射流的核心區(qū)域，其中核心區(qū)的長度Lc與破口上游流體在滯止狀態(tài)的過冷度？駐Tsub相關(guān)。

3.2 區(qū)域2

區(qū)域2與射流核心區(qū)相連，并通過漸進平面與區(qū)域3相交，兩者的交界面即為漸進平面。漸進平面處的壓力采用公式（2）計算：

其中Pa為漸進平面壓力;Pamb為環(huán)境壓力，f（h0）為流體焓值的函數(shù)，表達式如下：

其中hf為飽和水的焓值;hg為飽和蒸汽的焓值;hfg=hf-hg為飽和水與飽和蒸汽的焓值差。獲得漸進平面的壓力Pa后，可進一步計算漸進平面的蒸汽質(zhì)量分數(shù)xa和平均密度ρa。

其中hfa和hga分別為漸進平面上飽和水和飽和蒸汽的焓值;ρfa和ρga分別為漸進平面上飽和水和飽和蒸汽的密度。

高能管道破口至漸進平面的距離La采用公式（6）計算：

3.3 區(qū)域3

區(qū)域3為噴射流與周圍環(huán)境空氣相互摻混的區(qū)域，該區(qū)域假定噴射流以10度的擴張角沿四周膨脹。噴射流的面積Aj由公式（7）確定。

（7）

4 分析對象

與冷水管道破裂形成的無膨脹噴射流相比，閃蒸導致膨脹噴射流的影響區(qū)域更大，情況也更為復雜。本文選取核電廠安全注入系統(tǒng)（RIS）中一條DN200的高能管道作為研究對象開展分析。安全注入系統(tǒng)（RIS）屬于核電廠專設(shè)安全設(shè)施，其功能主要包括：

（1）在一回路小破口失水事故時或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時，RIS用來向一回路補水，以重新建立穩(wěn)壓器水位;

（2）在一回路大破口失水事故時，RIS向堆芯注水，以重新淹沒并冷卻堆芯，限制燃料元件溫度的上升;

（3）在二回路蒸汽管道破裂時，向一回路注入高濃度硼酸溶液，以補償由于一回路冷卻劑連續(xù)過冷而引起的正反應(yīng)性，防止堆芯重返臨界。

選取的RIS系統(tǒng)高能管道的參數(shù)如下：

表1 RIS系統(tǒng)高能管道參數(shù)

5 計算結(jié)果與分析

針對選取的RIS系統(tǒng)高能管道，本文選取了多組不同的壓力和溫度工況，用于計算管道破裂的噴射錐幾何參數(shù)以及破口處流體推力。選取壓力和溫度參數(shù)的原則如下：

（1）高能管道破裂假設(shè)發(fā)生在正常運行工況下，分析計算選取的壓力和溫度參數(shù)不高于設(shè)計工況;

（2）按照設(shè)計壓力，選取一組不同的溫度值，分別計算噴射錐幾何參數(shù)以及破口處流體推力（工況組A）;

（3）按照設(shè)計溫度，選取一組不同的壓力值，分別計算噴射錐幾何參數(shù)以及破口處流體推力（工況組B）。

按照以上原則，選取的壓力和溫度值如下，詳見表2和表3。

噴射錐幾何參數(shù)：

根據(jù)表2選取的壓力和溫度工況（工況組A），計算出RIS系統(tǒng)高能管道破裂的噴射錐幾何參數(shù)，見下圖4。其中：

La：高能管道破口至噴射錐漸進平面的距離;

Da：噴射錐漸進平面的直徑;

單位：毫米（mm）;

如圖4所示，對于給定壓力，隨著高能管道內(nèi)流體介質(zhì)溫度的上升，高能管道破口至噴射錐漸進平面的距離La以及噴射錐漸進平面的直徑Da都逐漸增大。這表明隨著溫度的上升，流體介質(zhì)的焓值不斷增大，當流體介質(zhì)從破口處噴放到外界環(huán)境中，更高的焓值使得更多的液態(tài)水通過閃蒸成為水蒸汽，水蒸汽含量上升，從而導致噴射流膨脹得更為劇烈，噴射沖擊影響的區(qū)域也隨之增大。

為了更為直觀地顯示噴射錐幾何外形隨流體介質(zhì)溫度的變化趨勢，將A組工況1、工況4、工況8的噴射錐輪廓線分別繪制在圖5中，可以看出工況8（110℃）的噴射沖擊影響區(qū)域最小，工況1（180℃）的噴射沖擊影響區(qū)域最大，工況4則介于工況1和工況8之間，噴射沖擊影響的區(qū)域隨流體介質(zhì)溫度的升高而顯著增大。

根據(jù)表3選取的壓力和溫度工況（工況組B），計算出RIS系統(tǒng)高能管道破裂的噴射錐幾何參數(shù)，見下圖6。

從圖6可以看出，當流體介質(zhì)溫度保持不變，噴射錐幾何參數(shù)隨壓力的變化很小，圖形幾乎成水平的直線。這表明對于過冷水的噴射，噴射沖擊影響的區(qū)域范圍主要取決于流體介質(zhì)的溫度，壓力的影響較小。

在過冷水的噴放過程中，流體介質(zhì)的部分內(nèi)能轉(zhuǎn)化為汽化熱，從而形成水蒸汽，即閃蒸過程。最終形成水蒸汽含量的多少取決于流體介質(zhì)的初始焓值h0，由于液態(tài)水難以被壓縮，壓力變化對焓值的影響較小，這也使得壓力變化對噴射錐的幾何參數(shù)影響較小。

值得注意的是，上述的分析主要集中在噴射沖擊的影響區(qū)域，除了對周圍的靶物產(chǎn)生噴射沖擊效應(yīng)，高能管道發(fā)生破裂時，管道內(nèi)流體由破口處噴出，同時在破口處產(chǎn)生一個與噴射方向相反的流體推力T，從而對整個管道系統(tǒng)造成影響，見圖7所示[4]。

其中，h0為管道內(nèi)流體的滯止焓值，hsat為滯止壓力下飽和水的焓值。對于飽和水h*取值為1，推力系數(shù)為1.19。當管道內(nèi)水的溫度低于100℃，h*取值為0，對應(yīng)的CT為2.0，即冷水。

根據(jù)表2選取的壓力和溫度工況（工況組A），分別計算推力系數(shù)CT和破口處的流體推力FT， 詳見表4。

從表4可以看出，隨著介質(zhì)溫度的升高，推力系數(shù)逐漸減小，由110℃時的1.998下降至180℃時的1.872，破口處的流體推力由470.91kN降低至441.37kN，下降幅度6.3%。

選取A組工況8（8.0 MPa g，110℃）為參考工況，將各工況下噴射沖擊影響區(qū)域和破口處流體推力進行對比，見圖8所示。

從圖8可看出，噴射沖擊影響的范圍隨介質(zhì)溫度的變化非常顯著，110℃時噴射錐漸進平面的直徑為1101.2mm，180℃時噴射錐漸進平面的直徑為2943.5mm，后者增大至前者的267.30%，相應(yīng)的，噴射錐漸進平面的橫截面積增大為前者的714.5%，這充分表明噴射沖擊的影響范圍與流體介質(zhì)的溫度高度相關(guān)，溫度為主導因素。

相比之下，推力系數(shù)隨溫度的變化趨勢較為緩慢，從圖8可以看出，隨著介質(zhì)溫度的上升，推力系數(shù)逐漸減小，推力系數(shù)由110℃時的1.998降低至180℃時的1.872，破口處的流體推力由470.91kN降低至441.37kN，下降幅度6.3%。值得關(guān)注的是，噴射沖擊影響區(qū)域隨溫度的升高顯著增大，而推力系數(shù)卻隨溫度的升高而降低，兩者的變化趨勢截然不同。這表明，對于高能管道破裂，流體介質(zhì)溫度的上升使得噴射的影響范圍擴大，受噴射沖擊影響的物項增多，噴射效應(yīng)的后果更為嚴重。但溫度上升同時會導致破口處的流體推力下降，對整個管道系統(tǒng)的推力載荷下降，兩者的變化趨勢相反。

6 結(jié)論

高能管道破裂是核電廠設(shè)計中需要考慮的內(nèi)部災(zāi)害事件之一。本文選取RIS系統(tǒng)高能管道，針對噴射沖擊影響區(qū)域以及破口處流體推力進行了計算分析。

（1）對于高能管道破裂，噴射沖擊影響的范圍隨介質(zhì)溫度的上升而顯著增大。以RIS系統(tǒng)高能管道為例，180℃時噴射錐漸進平面的直徑是110℃時的267.30%，噴射錐漸進平面的橫截面積增大為前者的714.5%。

（2）當流體介質(zhì)溫度保持不變，噴射錐幾何參數(shù)隨壓力的變化較小，表明對于過冷水的噴射，噴射沖擊影響區(qū)域主要取決于流體介質(zhì)的溫度，溫度是主導因素，壓力的影響較小。

（3）噴射沖擊影響區(qū)域隨溫度的升高顯著增大，而推力系數(shù)卻隨溫度的升高而降低，兩者的變化趨勢截然不同。

高能管道破裂假設(shè)發(fā)生在正常運行工況下，工程技術(shù)人員在開展高能管道破裂防護設(shè)計時通常會選取最大的壓力和溫度進行包絡(luò)處理。本文的分析結(jié)果表明，選取最大的壓力和溫度對于確定噴射沖擊影響區(qū)域以及被噴射靶物是保守的，但溫度上升同時會導致破口處的流體推力下降，對整個管道系統(tǒng)的推力載荷下降。

參考文獻：

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