段東東

【摘 要】本文分析方家山核電廠在嚴重事故下，安全殼內氫氣的產生來源、濃度分布，以及安全殼內氫氣緩解系統(tǒng)的布置與工作效果，能否滿足核電廠安全殼完整性要求，并符合國際和國內相關法規(guī)要求，論證方家山核電廠安全殼內氫氣緩解系統(tǒng)的有效性。

【關鍵詞】方家山；安全殼；氫氣；復合器

中圖分類號： TL364.3 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）03-0202-002

Generation and Mitigation of Hydrogen in Containment under Severe Accidents in Fangjiashan Nuclear Power Plant

DUAN Dong-dong

（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Haiyan， Zhejiang 314300， China）

【Abstract】This paper analyzes the origin and concentration distribution of hydrogen in containment under the serious accident of Fangjiashan nuclear power plant and the disposition and working effect of hydrogen mitigation system in containment to meet the requirement of containment integrity of nuclear power plant and In line with international and domestic laws and regulations， demonstrating the effectiveness of hydrogen mitigation system in containment of Fangshan nuclear power plant.

【Key words】Fang Hill； Containment； Hydrogen； Complex

0 引言

發(fā)生嚴重事故后，大量氫氣釋放到安全殼內，存在氫燃或氫爆的危險，威脅安全殼完整性。國內外都針對嚴重事故下的氫氣緩解制定了新的核安全法規(guī)和標準，因此，開展嚴重事故下安全殼內氫氣控制的研究是十分必要的。本文分析了方家山核電廠在嚴重事故工況下，安全殼內氫氣的產生來源、濃度分布，以及安全殼內氫氣緩解相關系統(tǒng)的布置與工作效果，論證方家山核電廠安全殼內氫氣緩解系統(tǒng)的有效性，理論驗證安全殼內氫氣緩解措施是否滿足后福島事故時代核電廠嚴重事故工況下的要求。

1 嚴重事故下氫氣的產生與分布

1.1 嚴重事故工況選擇

參考國內外一些電站用于氫氣分析時所選擇的事故序列，在采用概率論、確定論、參考國內外經驗和正確的工程判斷相結合的方法并通過分析比較后，在《秦山核電廠擴建項目（方家山核電工程）嚴重事故情況下安全殼內氫氣濃度分布分析計算》中所選取的有代表性的嚴重事故計算工況為：

工況1：熱段雙端斷裂大破口失水事故+應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）失效（不包括非能動的安注箱系統(tǒng)）；

工況2：冷段雙端斷裂大破口失水事故+應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）失效（不包括非能動的安注箱系統(tǒng)）；

工況3：熱段小破口（50mm）失水事故+應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）失效（不包括非能動的安注箱系統(tǒng)）：

工況4：全廠斷電（包括應急和非應急電源，且未能及時恢復電源）。

1.2 嚴重事故下氫氣的分布

嚴重事故下，安全殼內的氫氣濃度及分布受破口位置、破口尺寸以及產氫速率影響，而產氫速率又受到破口大小以及事故序列影響。工況1—產氫速率約為0.0762kg/s，工況2—約為0.0327kg/s，工況1與工況2峰值率約為1.47kg/s，工況3—速率約為0.0449kg/s，峰值約為0.68kg/s；工況4—約為0.024kg/s，在PZR安全閥處峰值約為1.56kg/s。

由于煙囪效應，氫氣向上運動到穹頂，在穹頂曲面作用下形成渦流。事故瞬態(tài)時，由于產氫率峰值速率較高，氫氣沿穹頂壁面運動后進入下空間的速度大，產生很大的渦流，由破口處（或PZR安全閥處）垂直向安全殼穹頂存在較高濃度氫氣較寬的分布帶，并在相關蒸汽發(fā)生器隔間、主泵隔間、PZR隔間、運行層附近存在較高的氫氣濃度。

2 嚴重事故下安全殼內氫氣的緩解

2.1 安全殼內氫氣的監(jiān)測

未安裝氫氣濃度探測裝置和消氫裝置是造成福島核電廠嚴重事故的重要原因之一。方家山核電廠安全殼內氫氣濃度監(jiān)測系統(tǒng)共設置了6個氫氣監(jiān)測點，位于安全殼大空間和主要的氫氣濃度較高的局部隔間。

2.2 ETY對安全殼內氫氣的緩解

配備兩套可移式氫復合器（9ETY001RV/002RV） ， 在LOCA以后，利用二根100%流量管線中的一根和相應的移動式取樣和復合設備對大氣進行取樣、混合和復合。

2.3 EUH復合器消氫

每個機組的安全殼消氫系統(tǒng)由33臺非能動催化氫復合器組成，非能動消氫能力為144.32kg/h，12h累計消氫能力為1731.84kg，產氫量最大的嚴重事故12小時的總產氫量1610kg。計算是考慮相當于100%鋯包殼金屬-水反應產生的氫氣量，而實際嚴重事故下產氫量遠低于此，所以經過保守計算得到的EUH消氫能力高于事故下的極限產氫量，可以推斷其消氫能力遠遠超出嚴重事故下的產氫量。

3 結論

方家山核電廠氫氣緩解設計理念符合國際主流先進設計思路，并且消氫能力滿足要求。嚴重事故工況下，復合器有能力保證安全充內平均氫濃度不超過限值，并且控制安全殼內氫氣不發(fā)生爆炸和燃燒，保持安全殼的完整性，大大減小向環(huán)境釋放的放射性或者不向外釋放放射性，像福島這樣由于氫氣爆炸致使安全殼失效、放射性外泄的悲劇不會在方家山核電廠發(fā)生。

【參考文獻】

[1]中國核動力研究設計院.《方家山核電工程（秦山核電廠擴建項目）事故工況下安全殼內產氫量計算報告》2006.11.

[2]上海核工程研究設計院.《方家山核電工程（秦山核電廠擴建項目）事故工況下安全殼內氫氣分布分析》2006.05.

[3]中國核電工程有限公司.《秦山核電廠擴建項目（方家山核電工程）嚴重事故情況下安全殼內氫氣濃度分布分析計算》 2012.01.