核电厂高能管道破裂喷射冲击影响区域的分析

黄甲　彭建　吴高峰　梁建刚　王明毓

摘  要：核电厂设计中需要考虑高能管道破裂，从高能管道破口处产生的喷射流会对周围的构筑物以及设备产生喷射冲击效应。文章总结了喷射流模型以及喷射锥的计算方法，并选取核电厂某高能管道作为分析对象，针对不同的温度和压力工况，计算了喷射锥几何参数以及破口处流体推力。计算结果表明，随着高能管道内流体介质温度的升高，喷射冲击影响区域显著增大，而压力变化对喷射冲击影响区域影响较小。与喷射冲击影响区域随温度的变化趋势不同，随着高能管道内流体介质温度的升高，破口处流体推力逐渐下降，但下降趋势较为缓慢。文章的分析结果可以作为核电厂高能管道破裂防护设计的依据。

关键词：高能管道;双端剪切断裂;喷射冲击;喷射锥;流体推力;闪蒸

中图分类号：TL353.11         文献标志码：A         文章编号：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

核电厂管道按照运行压力和运行温度可划分为高能管道和低能管道。其中正常运行工况下最高运行压力超过2MPa（表压）或最高运行温度超过100℃的管道划为高能管道[1]。高能管道是核电厂的重要组成部分，核电厂中拥有大量的高能管道，包括反应堆冷却剂系统（RCP）、化学和容积控制系统（RCV）、安全注入系统（RIS）、余热排出系统（RRA）等。

高能管道破裂（high energy piping break，简称HEPB）是核电厂设计中重要的内部灾害事件之一。《核动力厂设计安全规定》[2]章节5.2.4.2中明确要求“核动力厂设计必须考虑发生诸如以下内部灾害的可能性：内部水淹、飞射物、管道甩动、喷射流冲击或者破损系统或现场其他设施中的流体释放。必须提供适当的预防和缓解措施，以保证核安全不受到损害”。

高能管道破裂后，由于管道内外巨大的压差，管道内的流体介质会从破口处高速喷放至外界环境中，形成喷射流。喷射流遇到障碍物（如设备、管道、构筑物等）后会发生滞止或偏离初始运动方向，并对目标造成喷射冲击效应。

针对高能管道破裂的喷射冲击，黄树亮[3]计算了方家山核电厂主蒸汽系统管道破裂破口的喷射力。其研究主要集中在高能管道破裂后破口处的流体喷射力，而对喷射流模型以及喷射冲击影响区域的研究较少。

本文基于ANSI/ANS 58.2[4]和相关技术文献，总结了喷射流模型以及喷射锥的计算方法，并选取核电厂某高能管道作为分析对象，针对不同的温度和压力工况，计算了喷射锥几何参数以及破口处流体推力，并对计算结果进行了详细分析。

2 喷射流模型

核电厂中正常运行工况下最高运行压力超过2MPa（表压）或最高运行温度超过100℃的管道划为高能管道[1]。高能管道破裂时，管道内的流体介质会在压差的作用下从破口处喷放，形成高速喷射流。对于每个假想破裂位置，都应就流体喷射冲击对附近构筑物和部件的可能影响进行评价。

对于不受限制的环向断裂，应假定为双端剪切断裂，破口处的两段管道移动到彼此徹底分离，使得从两个破裂端口喷放出来的喷射流互不干涉，并且应假定在破口处每股喷射流的中心线与该假想破口处管道的中心线吻合。

2.1 无膨胀喷射流

对于冷水管道（管道内水的温度低于100℃），由于流体温度低于外界环境下的饱和温度，流体在喷放过程中不发生闪蒸，形成不可压缩的喷射流。喷射流的直径近似保持不变，见下图1所示[4]。

2.2 膨胀喷射流

对于饱和水或过冷水管道（管道内水的温度高于100℃，低于管道内压力对应的饱和温度），从破口喷放出的流体介质会发生快速闪蒸形成低含汽量的湿蒸汽，闪蒸导致喷射流的直径迅速增大，形成锥形的膨胀喷射流，即喷射锥，见下图2所示[4]。

与无膨胀喷射流相比，闪蒸导致的膨胀喷射流影响区域更大，情况也更为复杂。本文主要针对膨胀喷射流开展计算分析。

3 喷射锥几何

对于饱和水和过冷水管道，从破口处喷放出的流体由于闪蒸形成锥形的膨胀喷射流，即喷射锥。ANSI/ANS 58.2附录C[4]提供了一种喷射锥计算方法。该方法将喷射锥划分为三个区域，见下图3所示[4]：

（1）区域1：从破口平面到喷射流核心（Jet Core）结束之间的区域，即图3中所示三角形的小圆锥区域。该区域的压力假定为上游的滞止压力P0，位于此区域的障碍物，将受到破口上游滞止压力的喷射冲击作用。

（2）区域2：从喷射流核心区结束平面到渐进平面之间的区域。该区域为喷射流体等熵自由膨胀的区域。

（3）区域3：渐进平面之后的区域。喷射流体经过等熵自由膨胀后开始与周围的空气相互混合，并且以10度的角度沿四周膨胀。

3.1 区域1

区域1为喷射流的核心区域，其中核心区的长度Lc与破口上游流体在滞止状态的过冷度？驻Tsub相关。

3.2 区域2

区域2与射流核心区相连，并通过渐进平面与区域3相交，两者的交界面即为渐进平面。渐进平面处的压力采用公式（2）计算：

其中Pa为渐進平面压力;Pamb为环境压力，f（h0）为流体焓值的函数，表达式如下：

其中hf为饱和水的焓值;hg为饱和蒸汽的焓值;hfg=hf-hg为饱和水与饱和蒸汽的焓值差。获得渐进平面的压力Pa后，可进一步计算渐进平面的蒸汽质量分数xa和平均密度ρa。

其中hfa和hga分别为渐进平面上饱和水和饱和蒸汽的焓值;ρfa和ρga分别为渐进平面上饱和水和饱和蒸汽的密度。

高能管道破口至渐进平面的距离La采用公式（6）计算：

3.3 区域3

区域3为喷射流与周围环境空气相互掺混的区域，该区域假定喷射流以10度的扩张角沿四周膨胀。喷射流的面积Aj由公式（7）确定。

（7）

4 分析对象

与冷水管道破裂形成的无膨胀喷射流相比，闪蒸导致膨胀喷射流的影响区域更大，情况也更为复杂。本文选取核电厂安全注入系统（RIS）中一条DN200的高能管道作为研究对象开展分析。安全注入系统（RIS）属于核电厂专设安全设施，其功能主要包括：

（1）在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，RIS用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位;

（2）在一回路大破口失水事故时，RIS向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升;

（3）在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。

选取的RIS系统高能管道的参数如下：

表1 RIS系统高能管道参数

5 计算结果与分析

针对选取的RIS系统高能管道，本文选取了多组不同的压力和温度工况，用于计算管道破裂的喷射锥几何参数以及破口处流体推力。选取压力和温度参数的原则如下：

（1）高能管道破裂假设发生在正常运行工况下，分析计算选取的压力和温度参数不高于设计工况;

（2）按照设计压力，选取一组不同的温度值，分别计算喷射锥几何参数以及破口处流体推力（工况组A）;

（3）按照设计温度，选取一组不同的压力值，分别计算喷射锥几何参数以及破口处流体推力（工况组B）。

按照以上原则，选取的压力和温度值如下，详见表2和表3。

喷射锥几何参数：

根据表2选取的压力和温度工况（工况组A），计算出RIS系统高能管道破裂的喷射锥几何参数，见下图4。其中：

La：高能管道破口至喷射锥渐进平面的距离;

Da：喷射锥渐进平面的直径;

单位：毫米（mm）;

如图4所示，对于给定压力，随着高能管道内流体介质温度的上升，高能管道破口至喷射锥渐进平面的距离La以及喷射锥渐进平面的直径Da都逐渐增大。这表明随着温度的上升，流体介质的焓值不断增大，当流体介质从破口处喷放到外界环境中，更高的焓值使得更多的液态水通过闪蒸成为水蒸汽，水蒸汽含量上升，从而导致喷射流膨胀得更为剧烈，喷射冲击影响的区域也随之增大。

为了更为直观地显示喷射锥几何外形随流体介质温度的变化趋势，将A组工况1、工况4、工况8的喷射锥轮廓线分别绘制在图5中，可以看出工况8（110℃）的喷射冲击影响区域最小，工况1（180℃）的喷射冲击影响区域最大，工况4则介于工况1和工况8之间，喷射冲击影响的区域随流体介质温度的升高而显著增大。

根据表3选取的压力和温度工况（工况组B），计算出RIS系统高能管道破裂的喷射锥几何参数，见下图6。

从图6可以看出，当流体介质温度保持不变，喷射锥几何参数随压力的变化很小，图形几乎成水平的直线。这表明对于过冷水的喷射，喷射冲击影响的区域范围主要取决于流体介质的温度，压力的影响较小。

在过冷水的喷放过程中，流体介质的部分内能转化为汽化热，从而形成水蒸汽，即闪蒸过程。最终形成水蒸汽含量的多少取决于流体介质的初始焓值h0，由于液态水难以被压缩，压力变化对焓值的影响较小，这也使得压力变化对喷射锥的几何参数影响较小。

值得注意的是，上述的分析主要集中在喷射冲击的影响区域，除了对周围的靶物产生喷射冲击效应，高能管道发生破裂时，管道内流体由破口处喷出，同时在破口处产生一个与喷射方向相反的流体推力T，从而对整个管道系统造成影响，见图7所示[4]。

其中，h0为管道内流体的滞止焓值，hsat为滞止压力下饱和水的焓值。对于饱和水h*取值为1，推力系数为1.19。当管道内水的温度低于100℃，h*取值为0，对应的CT为2.0，即冷水。

根据表2选取的压力和温度工况（工况组A），分别计算推力系数CT和破口处的流体推力FT， 详见表4。

从表4可以看出，随着介质温度的升高，推力系数逐渐减小，由110℃时的1.998下降至180℃时的1.872，破口处的流体推力由470.91kN降低至441.37kN，下降幅度6.3%。

选取A组工况8（8.0 MPa g，110℃）为参考工况，将各工况下喷射冲击影响区域和破口处流体推力进行对比，见图8所示。

从图8可看出，喷射冲击影响的范围随介质温度的变化非常显著，110℃時喷射锥渐进平面的直径为1101.2mm，180℃时喷射锥渐进平面的直径为2943.5mm，后者增大至前者的267.30%，相应的，喷射锥渐进平面的横截面积增大为前者的714.5%，这充分表明喷射冲击的影响范围与流体介质的温度高度相关，温度为主导因素。

相比之下，推力系数随温度的变化趋势较为缓慢，从图8可以看出，随着介质温度的上升，推力系数逐渐减小，推力系数由110℃时的1.998降低至180℃时的1.872，破口处的流体推力由470.91kN降低至441.37kN，下降幅度6.3%。值得关注的是，喷射冲击影响区域随温度的升高显著增大，而推力系数却随温度的升高而降低，两者的变化趋势截然不同。这表明，对于高能管道破裂，流体介质温度的上升使得喷射的影响范围扩大，受喷射冲击影响的物项增多，喷射效应的后果更为严重。但温度上升同时会导致破口处的流体推力下降，对整个管道系统的推力载荷下降，两者的变化趋势相反。

6 结论

高能管道破裂是核电厂设计中需要考虑的内部灾害事件之一。本文选取RIS系统高能管道，针对喷射冲击影响区域以及破口处流体推力进行了计算分析。

（1）对于高能管道破裂，喷射冲击影响的范围随介质温度的上升而显著增大。以RIS系统高能管道为例，180℃时喷射锥渐进平面的直径是110℃时的267.30%，喷射锥渐进平面的横截面积增大为前者的714.5%。

（2）当流体介质温度保持不变，喷射锥几何参数随压力的变化较小，表明对于过冷水的喷射，喷射冲击影响区域主要取决于流体介质的温度，温度是主导因素，压力的影响较小。

（3）喷射冲击影响区域随温度的升高显著增大，而推力系数却随温度的升高而降低，两者的变化趋势截然不同。

高能管道破裂假设发生在正常运行工况下，工程技术人员在开展高能管道破裂防护设计时通常会选取最大的压力和温度进行包络处理。本文的分析结果表明，选取最大的压力和温度对于确定喷射冲击影响区域以及被喷射靶物是保守的，但温度上升同时会导致破口处的流体推力下降，对整个管道系统的推力载荷下降。

参考文献：

[1]EJ/T 335-1998.轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则[S].

[2]HAF 102-2004. 核动力厂设计安全规定[S].

[3]黄树亮.方家山核电厂主蒸汽系统管道破裂破口喷放力分析计算[J].核工程研究与设计，2014（6）：42-45.

[4]ANSI/ANS-58.2-1988. Design Base for Protection of Light Water Nuclear power Plants against Effect of  postulated Pipe rupture.