核電廠高能管道破裂噴射沖擊影響區域的分析

黃甲　彭建　吳高峰　梁建剛　王明毓

摘? 要：核電廠設計中需要考慮高能管道破裂，從高能管道破口處產生的噴射流會對周圍的構筑物以及設備產生噴射沖擊效應。文章總結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以及破口處流體推力。計算結果表明，隨著高能管道內流體介質溫度的升高，噴射沖擊影響區域顯著增大，而壓力變化對噴射沖擊影響區域影響較小。與噴射沖擊影響區域隨溫度的變化趨勢不同，隨著高能管道內流體介質溫度的升高，破口處流體推力逐漸下降，但下降趨勢較為緩慢。文章的分析結果可以作為核電廠高能管道破裂防護設計的依據。

關鍵詞：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，包括反應堆冷卻劑系統（RCP）、化學和容積控制系統（RCV）、安全注入系統（RIS）、余熱排出系統（RRA）等。

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

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

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域的研究較少。

本文基于ANSI/ANS 58.2[4]和相關技術文獻，總結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以及破口處流體推力，并對計算結果進行了詳細分析。

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，管道內的流體介質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，都應就流體噴射沖擊對附近構筑物和部件的可能影響進行評價。

對于不受限制的環向斷裂，應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（管道內水的溫度低于100℃），由于流體溫度低于外界環境下的飽和溫度，流體在噴放過程中不發生閃蒸，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（管道內水的溫度高于100℃，低于管道內壓力對應的飽和溫度），從破口噴放出的流體介質會發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域，見下圖3所示[4]：

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

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

（3）區域3：漸進平面之后的區域。噴射流體經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 區域1

區域1為噴射流的核心區域，其中核心區的長度Lc與破口上游流體在滯止狀態的過冷度？駐Tsub相關。

3.2 區域2

區域2與射流核心區相連，并通過漸進平面與區域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為環境壓力，f（h0）為流體焓值的函數，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量分數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 區域3

區域3為噴射流與周圍環境空氣相互摻混的區域，該區域假定噴射流以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域更大，情況也更為復雜。本文選取核電廠安全注入系統（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（RIS）屬于核電廠專設安全設施，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過冷而引起的正反應性，防止堆芯重返臨界。

選取的RIS系統高能管道的參數如下：

表1 RIS系統高能管道參數

5 計算結果與分析

針對選取的RIS系統高能管道，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以及破口處流體推力。選取壓力和溫度參數的原則如下：

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

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

（3）按照設計溫度，選取一組不同的壓力值，分別計算噴射錐幾何參數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：

根據表2選取的壓力和溫度工況（工況組A），計算出RIS系統高能管道破裂的噴射錐幾何參數，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，隨著高能管道內流體介質溫度的上升，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，流體介質的焓值不斷增大，當流體介質從破口處噴放到外界環境中，更高的焓值使得更多的液態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℃）的噴射沖擊影響區域最小，工況1（180℃）的噴射沖擊影響區域最大，工況4則介于工況1和工況8之間，噴射沖擊影響的區域隨流體介質溫度的升高而顯著增大。

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

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

在過冷水的噴放過程中，流體介質的部分內能轉化為汽化熱，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的初始焓值h0，由于液態水難以被壓縮，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域，除了對周圍的靶物產生噴射沖擊效應，高能管道發生破裂時，管道內流體由破口處噴出，同時在破口處產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造成影響，見圖7所示[4]。

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

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

從表4可以看出，隨著介質溫度的升高，推力系數逐漸減小，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的溫度高度相關，溫度為主導因素。

相比之下，推力系數隨溫度的變化趨勢較為緩慢，從圖8可以看出，隨著介質溫度的上升，推力系數逐漸減小，推力系數由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%。值得關注的是，噴射沖擊影響區域隨溫度的升高顯著增大，而推力系數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，對整個管道系統的推力載荷下降，兩者的變化趨勢相反。

6 結論

高能管道破裂是核電廠設計中需要考慮的內部災害事件之一。本文選取RIS系統高能管道，針對噴射沖擊影響區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溫度的上升而顯著增大。以RIS系統高能管道為例，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）當流體介質溫度保持不變，噴射錐幾何參數隨壓力的變化較小，表明對于過冷水的噴射，噴射沖擊影響區域主要取決于流體介質的溫度，溫度是主導因素，壓力的影響較小。

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

高能管道破裂假設發生在正常運行工況下，工程技術人員在開展高能管道破裂防護設計時通常會選取最大的壓力和溫度進行包絡處理。本文的分析結果表明，選取最大的壓力和溫度對于確定噴射沖擊影響區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，對整個管道系統的推力載荷下降。

參考文獻：

[1]EJ/T 335-1998.輕水堆核電廠假想管道破損事故防護設計準則[S].

[2]HAF 102-2004. 核動力廠設計安全規定[S].

[3]黃樹亮.方家山核電廠主蒸汽系統管道破裂破口噴放力分析計算[J].核工程研究與設計，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.