国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析

毕金生，万 霞，靖剑平，石兴伟，胡文超

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析

毕金生，万 霞，靖剑平，石兴伟，胡文超

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模，选取大破口触发的严重事故序列，对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明：大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段，分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气，其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段，氢气释放时间较早，氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险，满足相关法规标准的安全要求，确保安全壳的完整性。

严重事故；大破口；氢气控制；氢气风险

尽管核电厂发生严重事故的概率极低，但是一旦发生，可能会导致堆芯熔化，锆-水反应会产生大量氢气，压力容器失效后熔融堆芯与混凝土底板的反应也会释放出氢气、一氧化碳等可燃气体。氢气释放到安全壳内的大空间，将与氧气充分混合，可能发生燃烧、爆燃甚至爆炸，由此将会危及安全壳的完整性，进而造成严重的放射性释放后果[1-2]。因此，氢气问题是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。

福岛核事故后的核电厂安全审评过程中，核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求[3-4]。针对严重事故下安全壳内可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施[5]。

本文选取了以大破口触发的严重事故序列作为分析对象，采用一体化严重事故分析程序开展计算，重点对严重事故下的氢气产生情况及氢气控制系统的消氢效果进行分析，从核安全审评角度对氢气控制系统的有效性进行评价，同时也为先进压水堆核电厂的安全审评工作提供技术支持。

1 严重事故分析模型

根据国产先进压水堆核电厂的设计参数，包括堆芯、一回路、安全壳等参数为基础，建立严重事故程序分析模型。该模型能够模拟从堆芯裸露、堆芯熔化，到压力容器失效、熔融物进入安全壳内的整个事故进程。

模型包含整个一回路、二回路及安全壳系统。其中，RCS部分主要包括压力容器、两台蒸汽发生器、稳压器、稳压器波动管、4台主冷却剂泵、4条冷管段、两条热管段。程序分别模拟两条环路，并将每条环路中的两条冷段合成一个进行模拟。专设安全设施模型包括两台堆芯补水箱(CMT)、两台安注箱(ACC)、两条安全壳内置换料水箱(IRWST)重力注射管线、两条再循环管线、两条堆腔淹没管线、自动卸压系统(ADS)第1级至第4级阀门、非能动余热排出系统(PRHR)、PCS系统等。图1为国产先进压水堆核电厂的节点划分情况。

将核电厂模型的堆芯在轴向上分成14个节点，径向共分成7环；堆芯分为三个区域：(1)上部非活性区；(2)堆芯活性区；(3)下部非活性区。上部非活性区代表上栅格板，下部非活性区代表下栅格板和堆芯支撑板。堆芯燃料组件划分如图2所示。

2 严重事故下氢气行为

不同的事故序列对安全壳内氢气的释放速率、释放时间、释放位置以及释放总量有较大影响。由于大破口触发的严重事故序列氢气释放量大，而且释放速率高，具有更高的代表性与包络性，所以重点分析此事故序列中的氢气释放情况[6]。

2.1 事故序列描述及假设

◆ RCS冷段双端断裂

◆ PRHR失效

◆ 2/2 ADS第1级阀门-自动；

◆ 2/2 ADS第2级阀门-自动；

◆ 2/2 ADS第3级阀门-自动；

◆ 4/4 ADS第4级阀门-自动；

◆ 1/2 CMT有效；

◆ 0/2 ACC有效；

◆ 1/2 IRWST重力注射管线有效；

◆ 1/2 IRWST再循环管线有效；

◆ 氢气点火器有效；

◆ 堆腔淹没系统不是必要的(IRWST重力注射成功)。

不考虑安全壳失效，因而释放类别为IC。然而，假定安全壳正常泄漏。

2.2 氢气产生速率与累积产量

通过计算得到严重事故下压力容器内氢气的产生率如图3所示，可以看到在大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段，分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气。其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段，由于大破口发生后大量冷却剂从破口流出，堆芯冷却能力下降，很短时间内发生堆芯熔化现象，氢气释放时间较早，氢气产生速率较大。

图1 主系统节点划分Fig.1 Main system node division

图 2 燃料组件划分Fig.2 Fuel assembly division

图3 氢气产生速率Fig.3 Hydrogen generation rate

从图4的氢气累积产量也可以看到，氢气主要产生在事故发生初期，很短时间内压力容器内聚集了大量氢气，氢气产量累积到达793.5kg，之后事故进行中氢气产量很少，累积产氢量趋于平稳状态。由于大破口的存在，压力容器内产生的氢气迅速从破口处释放到安全壳内，最终分布在安全壳内的不同隔间内。

图4 氢气累积产量Fig.4 Hydrogen cumulative production

3 氢气控制系统性能分析

为了分析氢气控制系统应对氢气风险的能力，选取了三种不同工况开展对比分析，具体工况如表1所示。在3.1节中事故序列的假设条件基础上进行部分修改，假设氢气点火器失效而PCS系统有效，并以此为基准事故计算，重点对氢气点火器系统及PCS系统的消氢作用进行分析。

表1 氢气控制系统有效性的事故工况Table 1 Accident conditions of hydrogen control system effectiveness

3.1 氢气点火器

氢气点火器的作用是主动点燃氢气，使之缓慢燃烧，从而消除氢气避免更严重的氢气爆炸发生，威胁安全壳完整性。为了分析氢气点火器的消氢作用，选取对比工况为工况1与工况2，投入的氢气点火器分布如表2所示。

表2 对比工况下隔间内氢气点火器分布Table 2 Distribution of Hydrogen Igniter in Compartment under Contrast Conditions

通过计算有无氢气点火器作用时典型安全壳隔间内氢气浓度情况，来分析氢气点火器的消氢效果。主要选取SG隔间，IRWST隔间以及安全壳上部隔间进行分析，因为经过计算这几个隔间氢气浓度份额比较大，更适用于氢气的浓度分析。工况1和工况2的对比计算结果如图5所示。

图5 有无氢气点火器情况下安全壳内隔间氢气份额对比Fig.5 Hydrogen share comparison in containment compartment based on using hydrogen igniter or not

工况1假设氢气控制系统失效，但PCS系统有效，将使得隔间内的氢气浓度较高。在堆芯裸露、燃料包壳升温之后，内置换料水箱(IRWST)中的水通过重力向裸露的堆芯注水，使得锆水反应产生大量的氢气。这些氢气通过破口首先流入破口SG隔间，使得氢气浓度快速上升，随着锆水反应的结束、氢气向其他隔间的流入，破口隔间内的氢气浓度在事故中后期稳定在8%上下，如图5中虚线所示。IRWST隔间是一个相对封闭的小隔间，可以通过打开的ADS第1至第3级阀门流入，因此该隔间在事故初期的氢气浓度相对较高，但随着后续锆水反应的终止，氢气浓度开始下降。上部隔间是安全壳内体积最大的隔间，位于安全壳的最上方，也是氢气混合较为均匀的隔间，由于从破口和ADS阀门喷放的氢气最终都会流入上部隔间，因此上部隔间的氢气浓度较高，在事故中后期隔间内的氢气浓度稳定在10%左右，存在可能的氢气风险。

氢气点火器能快速消除安全壳内的氢气，是最为有效的氢气控制手段之一。工况2考虑操纵员成功开启氢气点火器，并且PCS系统有效。计算得到氢气点火器约在2000s作用启动，启动后破口隔间内的氢气浓度迅速下降并始终未超过4%的可燃限值，如图5中虚线所示。IRWST隔间和上部隔间的氢气浓度变化情况与破口隔间类似。氢气点火器的启动将迅速降低上部隔间的氢气浓度，使得随后的氢气浓度始终稳定在较低的水平，这对于防止安全壳氢气风险是非常有利的。整体上由于氢气点火器的作用，能明显降低安全壳隔间内的氢气浓度，且维持在安全限值内，氢气浓度始终处于10%以下，不会发生氢气爆炸的风险[7-8]。

3.2 PCS系统

非能动安全壳系统主要是冷却安全壳，防止安全壳内压力过于升高而造成安全壳超压失效。其主要作用是通过钢制安全壳壁面上的冷凝水带走安全壳内的热量，因此安全壳内大量水蒸气会冷凝从而减小压力。随着安全壳内大量水蒸气的冷凝，水蒸气摩尔份额减少，而氢气摩尔份额也因此相对增大的。工况2和工况3的对比计算结果如图6所示。

图6 有无PCS情况下安全壳隔间内氢气份额对比Fig.6 Hydrogen share comparison in containment compartment based on using PCS or not

工况3不考虑氢气点火器系统的运作，将导致隔间内的氢气无法消除而积聚起来，但由于PCS系统的停运所带来的水蒸气浓度上升，可以使安全壳惰化，隔间内的氢气浓度明显低于工况1。由于PCS的投入，使得安全壳大气中的水蒸气迅速冷凝成液滴，从而降低了隔间的水蒸气浓度，相应地，安全壳内的氢气浓度和氧气浓度就增加了，所以PCS的投入对氢气风险的控制存在一定负作用。

4 结论

本文利用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模，计算分析了安全壳内氢气产生过程及氢气控制系统的有效性。由于大破口触发的严重事故工况下，氢气释放量大，而且释放速率高，更具代表性与包络性，所以大破口触发的事故序列来进行氢气的计算分析，得到以下主要结论：

(1) 大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段，分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气，其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段，氢气释放时间较早，氢气产生速率较大。

(2) 冷管段大破口事故会产生大量的氢气，如果氢气控制系统无法有效投入，安全壳隔间内氢气浓度相对较高，并存在氢气爆燃的风险。

(3) 氢气点火器的消氢作用明显，能够有效降低安全壳内的氢气浓度，而PCS系统的投入会使安全壳中的水蒸气冷凝而使氢气浓度增加，对氢气风险的控制存在一定负作用。

(4) 氢气控制系统能确保大破口失水始发严重事故下安全壳内平均氢气浓度低于10%，满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则。

[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] 宫海光，郭丁情，佟立丽，等. 重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析[J]. 核科学与工程，2015.09.

[4] 国家核安全局.福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求[R]，2012.

[5] 国家核安全局.HAF102.核动力厂设计安全规定[R]，2004.

[6] 方立凯，陈松，周全福. 严重事故下核电厂安全壳内氢气分布及控制分析[J]，核动力工程，2006，27(增刊)：18-22.

[7] 美国联邦法规 10CFR50.34[R].

[8] 压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制[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

大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项：CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001)；国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001);国家科技重大专项项目(2015ZX06002001)

毕金生(1987—)，男，北京人，硕士，现从事核反应堆热工水力与安全分析

胡文超：huwenchao20@126.com

TL33

A

0258-0918(2017)05-0839-06