畢金生，萬 霞，靖劍平，石興偉，胡文超

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

國產先進壓水堆嚴重事故下氫氣行為及控制系統(tǒng)分析

畢金生，萬 霞，靖劍平，石興偉，胡文超

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

嚴重事故下的氫氣控制是核電廠安全需要考慮的重要問題之一。采用一體化嚴重事故分析程序對國產先進壓水堆核電廠進行系統(tǒng)建模，選取大破口觸發(fā)的嚴重事故序列，對嚴重事故工況下的氫氣產生情況及氫氣控制系統(tǒng)的性能進行分析評價。結果表明：大破口事故序列下氫氣的產生主要有兩個階段，分別是早期鋯包殼與水反應產生氫氣及堆芯熔融物遷移至下腔室產生氫氣，其中燃料包殼的氧化是產氫的主要階段，氫氣釋放時間較早，氫氣產生速率較大。氫氣控制系統(tǒng)的設計能夠有效緩解可能的氫氣風險，滿足相關法規(guī)標準的安全要求，確保安全殼的完整性。

嚴重事故；大破口；氫氣控制；氫氣風險

盡管核電廠發(fā)生嚴重事故的概率極低，但是一旦發(fā)生，可能會導致堆芯熔化，鋯-水反應會產生大量氫氣，壓力容器失效后熔融堆芯與混凝土底板的反應也會釋放出氫氣、一氧化碳等可燃氣體。氫氣釋放到安全殼內的大空間，將與氧氣充分混合，可能發(fā)生燃燒、爆燃甚至爆炸，由此將會危及安全殼的完整性，進而造成嚴重的放射性釋放后果[1-2]。因此，氫氣問題是核電廠安全需要考慮的重要問題之一。

福島核事故后的核電廠安全審評過程中，核安全局對于嚴重事故下的氫氣安全問題提出了更高的要求[3-4]。針對嚴重事故下安全殼內可燃氣體控制，我國最新頒布的《核動力廠設計安全規(guī)定》(HAF102)明確要求：必須充分考慮在嚴重事故下控制可能產生或釋放的裂變產物、氫和其他物質的措施[5]。

本文選取了以大破口觸發(fā)的嚴重事故序列作為分析對象，采用一體化嚴重事故分析程序開展計算，重點對嚴重事故下的氫氣產生情況及氫氣控制系統(tǒng)的消氫效果進行分析，從核安全審評角度對氫氣控制系統(tǒng)的有效性進行評價，同時也為先進壓水堆核電廠的安全審評工作提供技術支持。

1 嚴重事故分析模型

根據國產先進壓水堆核電廠的設計參數，包括堆芯、一回路、安全殼等參數為基礎，建立嚴重事故程序分析模型。該模型能夠模擬從堆芯裸露、堆芯熔化，到壓力容器失效、熔融物進入安全殼內的整個事故進程。

模型包含整個一回路、二回路及安全殼系統(tǒng)。其中，RCS部分主要包括壓力容器、兩臺蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、穩(wěn)壓器波動管、4臺主冷卻劑泵、4條冷管段、兩條熱管段。程序分別模擬兩條環(huán)路，并將每條環(huán)路中的兩條冷段合成一個進行模擬。專設安全設施模型包括兩臺堆芯補水箱(CMT)、兩臺安注箱(ACC)、兩條安全殼內置換料水箱(IRWST)重力注射管線、兩條再循環(huán)管線、兩條堆腔淹沒管線、自動卸壓系統(tǒng)(ADS)第1級至第4級閥門、非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHR)、PCS系統(tǒng)等。圖1為國產先進壓水堆核電廠的節(jié)點劃分情況。

將核電廠模型的堆芯在軸向上分成14個節(jié)點，徑向共分成7環(huán)；堆芯分為三個區(qū)域：(1)上部非活性區(qū)；(2)堆芯活性區(qū)；(3)下部非活性區(qū)。上部非活性區(qū)代表上柵格板，下部非活性區(qū)代表下柵格板和堆芯支撐板。堆芯燃料組件劃分如圖2所示。

2 嚴重事故下氫氣行為

不同的事故序列對安全殼內氫氣的釋放速率、釋放時間、釋放位置以及釋放總量有較大影響。由于大破口觸發(fā)的嚴重事故序列氫氣釋放量大，而且釋放速率高，具有更高的代表性與包絡性，所以重點分析此事故序列中的氫氣釋放情況[6]。

2.1 事故序列描述及假設

◆ RCS冷段雙端斷裂

◆ PRHR失效

◆ 2/2 ADS第1級閥門-自動；

◆ 2/2 ADS第2級閥門-自動；

◆ 2/2 ADS第3級閥門-自動；

◆ 4/4 ADS第4級閥門-自動；

◆ 1/2 CMT有效；

◆ 0/2 ACC有效；

◆ 1/2 IRWST重力注射管線有效；

◆ 1/2 IRWST再循環(huán)管線有效；

◆ 氫氣點火器有效；

◆ 堆腔淹沒系統(tǒng)不是必要的(IRWST重力注射成功)。

不考慮安全殼失效，因而釋放類別為IC。然而，假定安全殼正常泄漏。

2.2 氫氣產生速率與累積產量

通過計算得到嚴重事故下壓力容器內氫氣的產生率如圖3所示，可以看到在大破口事故序列下氫氣的產生主要有兩個階段，分別是早期鋯包殼與水反應產生氫氣及堆芯熔融物遷移至下腔室產生氫氣。其中燃料包殼的氧化是產氫的主要階段，由于大破口發(fā)生后大量冷卻劑從破口流出，堆芯冷卻能力下降，很短時間內發(fā)生堆芯熔化現(xiàn)象，氫氣釋放時間較早，氫氣產生速率較大。

圖1 主系統(tǒng)節(jié)點劃分Fig.1 Main system node division

圖 2 燃料組件劃分Fig.2 Fuel assembly division

圖3 氫氣產生速率Fig.3 Hydrogen generation rate

從圖4的氫氣累積產量也可以看到，氫氣主要產生在事故發(fā)生初期，很短時間內壓力容器內聚集了大量氫氣，氫氣產量累積到達793.5kg，之后事故進行中氫氣產量很少，累積產氫量趨于平穩(wěn)狀態(tài)。由于大破口的存在，壓力容器內產生的氫氣迅速從破口處釋放到安全殼內，最終分布在安全殼內的不同隔間內。

圖4 氫氣累積產量Fig.4 Hydrogen cumulative production

3 氫氣控制系統(tǒng)性能分析

為了分析氫氣控制系統(tǒng)應對氫氣風險的能力，選取了三種不同工況開展對比分析，具體工況如表1所示。在3.1節(jié)中事故序列的假設條件基礎上進行部分修改，假設氫氣點火器失效而PCS系統(tǒng)有效，并以此為基準事故計算，重點對氫氣點火器系統(tǒng)及PCS系統(tǒng)的消氫作用進行分析。

表1 氫氣控制系統(tǒng)有效性的事故工況Table 1 Accident conditions of hydrogen control system effectiveness

3.1 氫氣點火器

氫氣點火器的作用是主動點燃氫氣，使之緩慢燃燒，從而消除氫氣避免更嚴重的氫氣爆炸發(fā)生，威脅安全殼完整性。為了分析氫氣點火器的消氫作用，選取對比工況為工況1與工況2，投入的氫氣點火器分布如表2所示。

表2 對比工況下隔間內氫氣點火器分布Table 2 Distribution of Hydrogen Igniter in Compartment under Contrast Conditions

通過計算有無氫氣點火器作用時典型安全殼隔間內氫氣濃度情況，來分析氫氣點火器的消氫效果。主要選取SG隔間，IRWST隔間以及安全殼上部隔間進行分析，因為經過計算這幾個隔間氫氣濃度份額比較大，更適用于氫氣的濃度分析。工況1和工況2的對比計算結果如圖5所示。

圖5 有無氫氣點火器情況下安全殼內隔間氫氣份額對比Fig.5 Hydrogen share comparison in containment compartment based on using hydrogen igniter or not

工況1假設氫氣控制系統(tǒng)失效，但PCS系統(tǒng)有效，將使得隔間內的氫氣濃度較高。在堆芯裸露、燃料包殼升溫之后，內置換料水箱(IRWST)中的水通過重力向裸露的堆芯注水，使得鋯水反應產生大量的氫氣。這些氫氣通過破口首先流入破口SG隔間，使得氫氣濃度快速上升，隨著鋯水反應的結束、氫氣向其他隔間的流入，破口隔間內的氫氣濃度在事故中后期穩(wěn)定在8%上下，如圖5中虛線所示。IRWST隔間是一個相對封閉的小隔間，可以通過打開的ADS第1至第3級閥門流入，因此該隔間在事故初期的氫氣濃度相對較高，但隨著后續(xù)鋯水反應的終止，氫氣濃度開始下降。上部隔間是安全殼內體積最大的隔間，位于安全殼的最上方，也是氫氣混合較為均勻的隔間，由于從破口和ADS閥門噴放的氫氣最終都會流入上部隔間，因此上部隔間的氫氣濃度較高，在事故中后期隔間內的氫氣濃度穩(wěn)定在10%左右，存在可能的氫氣風險。

氫氣點火器能快速消除安全殼內的氫氣，是最為有效的氫氣控制手段之一。工況2考慮操縱員成功開啟氫氣點火器，并且PCS系統(tǒng)有效。計算得到氫氣點火器約在2000s作用啟動，啟動后破口隔間內的氫氣濃度迅速下降并始終未超過4%的可燃限值，如圖5中虛線所示。IRWST隔間和上部隔間的氫氣濃度變化情況與破口隔間類似。氫氣點火器的啟動將迅速降低上部隔間的氫氣濃度，使得隨后的氫氣濃度始終穩(wěn)定在較低的水平，這對于防止安全殼氫氣風險是非常有利的。整體上由于氫氣點火器的作用，能明顯降低安全殼隔間內的氫氣濃度，且維持在安全限值內，氫氣濃度始終處于10%以下，不會發(fā)生氫氣爆炸的風險[7-8]。

3.2 PCS系統(tǒng)

非能動安全殼系統(tǒng)主要是冷卻安全殼，防止安全殼內壓力過于升高而造成安全殼超壓失效。其主要作用是通過鋼制安全殼壁面上的冷凝水帶走安全殼內的熱量，因此安全殼內大量水蒸氣會冷凝從而減小壓力。隨著安全殼內大量水蒸氣的冷凝，水蒸氣摩爾份額減少，而氫氣摩爾份額也因此相對增大的。工況2和工況3的對比計算結果如圖6所示。

圖6 有無PCS情況下安全殼隔間內氫氣份額對比Fig.6 Hydrogen share comparison in containment compartment based on using PCS or not

工況3不考慮氫氣點火器系統(tǒng)的運作，將導致隔間內的氫氣無法消除而積聚起來，但由于PCS系統(tǒng)的停運所帶來的水蒸氣濃度上升，可以使安全殼惰化，隔間內的氫氣濃度明顯低于工況1。由于PCS的投入，使得安全殼大氣中的水蒸氣迅速冷凝成液滴，從而降低了隔間的水蒸氣濃度，相應地，安全殼內的氫氣濃度和氧氣濃度就增加了，所以PCS的投入對氫氣風險的控制存在一定負作用。

4 結論

本文利用一體化嚴重事故分析程序對國產先進壓水堆核電廠進行系統(tǒng)建模，計算分析了安全殼內氫氣產生過程及氫氣控制系統(tǒng)的有效性。由于大破口觸發(fā)的嚴重事故工況下，氫氣釋放量大，而且釋放速率高，更具代表性與包絡性，所以大破口觸發(fā)的事故序列來進行氫氣的計算分析，得到以下主要結論：

(1) 大破口事故序列下氫氣的產生主要有兩個階段，分別是早期鋯包殼與水反應產生氫氣及堆芯熔融物遷移至下腔室產生氫氣，其中燃料包殼的氧化是產氫的主要階段，氫氣釋放時間較早，氫氣產生速率較大。

(2) 冷管段大破口事故會產生大量的氫氣，如果氫氣控制系統(tǒng)無法有效投入，安全殼隔間內氫氣濃度相對較高，并存在氫氣爆燃的風險。

(3) 氫氣點火器的消氫作用明顯，能夠有效降低安全殼內的氫氣濃度，而PCS系統(tǒng)的投入會使安全殼中的水蒸氣冷凝而使氫氣濃度增加，對氫氣風險的控制存在一定負作用。

(4) 氫氣控制系統(tǒng)能確保大破口失水始發(fā)嚴重事故下安全殼內平均氫氣濃度低于10%，滿足美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR中關于氫氣控制和風險分析的準則。

[1] SEHGAL B R. Accomplishments and challenges of the severe accident research[J]. Nuclear Engineering and Design，2001，210：79-94.

[2] J. Deng，X. W. Cao. A study on evaluating a passive autocatalytic recombiner PAR-system in the PWR large-dry containment[J]. Annals of Nuclear Energy，2006(33)：13-21.

[3] 宮海光，郭丁情，佟立麗，等. 重水堆核電廠典型嚴重事故氫氣風險分析[J]. 核科學與工程，2015.09.

[4] 國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求[R]，2012.

[5] 國家核安全局.HAF102.核動力廠設計安全規(guī)定[R]，2004.

[6] 方立凱，陳松，周全福. 嚴重事故下核電廠安全殼內氫氣分布及控制分析[J]，核動力工程，2006，27(增刊)：18-22.

[7] 美國聯(lián)邦法規(guī) 10CFR50.34[R].

[8] 壓水堆核電廠事故后安全殼內氫氣濃度的控制[R].NB/T 20031—2010.

AnalysisofHydrogenBehaviorandControlSystemforDomesticAdvancedPWRDuringSevereAccidents

BIJin-sheng，WANXia，JINGJian-ping，SHIXing-wei，HUWen-chao

(Nuclear and Radiation Safety Center MEP，Beijing 100082，China)

Hydrogen control under severe accidents is one of the key issue for nuclear power plant. The nuclear power plant system is modeled with an integral severe accident analysis code. The severe accident induced by large break loss of coolant accident(LBLOCA)is selected for the comparative calculation research. The hydrogen generation characteristic and the effectiveness of hydrogen control system are studied. The analysis results indicate that：There are two main stages of hydrogen production：early zirconium cladding reacts with water to produce hydrogen and the core melt migrates to the lower chamber to produce hydrogen. The oxidation of fuel cladding is the main stage of hydrogen production，and the hydrogen release early，hydrogen generation rate is large. The hydrogen control system can effectively mitigate the possible hydrogen risk，to meet the relevant regulatory standards and safety requirements and ensure the integrity of the containment.

Severe accidents；LB-LOCA；Hydrogen control；Hydrogen risk

2017-01-11

大型先進壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項：CAP1400安全審評關鍵技術研究(2013ZX06002001)；國家科技重大專項項目資助(2013ZX06002001);國家科技重大專項項目(2015ZX06002001)

畢金生(1987—)，男，北京人，碩士，現(xiàn)從事核反應堆熱工水力與安全分析

胡文超：huwenchao20@126.com

TL33

A

0258-0918(2017)05-0839-06