近年来,小型反应堆核电站逐渐吸引了世界各国的关注,尤其是发展中国家。小型反应堆核电站具有投资小、建造周期短、安全性高、多用途等优势。国内发展小型堆核电站可有效解决岛屿及偏远地区供电等问题,还可以用于城市区域供热,海水淡化等。安全壳作为核电站的最后一道屏障,对其事故分析应受到关注。对于大型干式安全壳,如AP1000,失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂(MSLB)事故后蒸汽喷放对安全壳冷却及其内部自然循环的影响已经做过大量研究。伯克利大学根据热分层理论开发了BMIX++程序,用于计算破口事故后安全壳内的温度分布。由于大型干式安全壳自由空间较大,事故后射流主体部分占据空间相对较小,在事故分析时可以忽略。而小型反应堆核电站安全壳内自由容积较小,内部结构布置紧凑,发生破口事故时,关键设备可能会暴露在射流区域内,高温高压的射流会影响设备的正常运行。因此,预测射流内部区域气体的流速及温度变化是有必要的。本文首先建立了一维热空气-冷空气的射流积分模型,然后在此基础上借鉴蒸汽与过冷水直接接触冷凝的相关研究结果,建立了蒸汽射流计算模型。此外,还开展了相关实验研究以及CFD计算,用于模型计算结果的验证。积分模型的结果与实验数据以及CFD计算结果吻合较好。在计算耗时上,积分模型相对CFD程序显示出很大优势。计算以及实验结果表明,喷出的高温气体在很短距离内流速和温度都会迅速降低随后维持较低的稳定值。这是由于射流初始阶段卷吸作用明显,大量环境内冷空气随卷吸进入射流内部,导致其温度及流速迅速降低。模型计算及实验结果对小型安全壳内易破口区域附近的结构设计和设备布置提供了一定参考。