國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆嚴(yán)重事故下氫氣行為及控制系統(tǒng)分析

畢金生，萬(wàn) 霞，靖劍平，石興偉，胡文超

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆嚴(yán)重事故下氫氣行為及控制系統(tǒng)分析

畢金生，萬(wàn) 霞，靖劍平，石興偉，胡文超

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

嚴(yán)重事故下的氫氣控制是核電廠安全需要考慮的重要問(wèn)題之一。采用一體化嚴(yán)重事故分析程序?qū)?guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠進(jìn)行系統(tǒng)建模，選取大破口觸發(fā)的嚴(yán)重事故序列，對(duì)嚴(yán)重事故工況下的氫氣產(chǎn)生情況及氫氣控制系統(tǒng)的性能進(jìn)行分析評(píng)價(jià)。結(jié)果表明：大破口事故序列下氫氣的產(chǎn)生主要有兩個(gè)階段，分別是早期鋯包殼與水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣及堆芯熔融物遷移至下腔室產(chǎn)生氫氣，其中燃料包殼的氧化是產(chǎn)氫的主要階段，氫氣釋放時(shí)間較早，氫氣產(chǎn)生速率較大。氫氣控制系統(tǒng)的設(shè)計(jì)能夠有效緩解可能的氫氣風(fēng)險(xiǎn)，滿足相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的安全要求，確保安全殼的完整性。

嚴(yán)重事故；大破口；氫氣控制；氫氣風(fēng)險(xiǎn)

盡管核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故的概率極低，但是一旦發(fā)生，可能會(huì)導(dǎo)致堆芯熔化，鋯-水反應(yīng)會(huì)產(chǎn)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(yīng)也會(huì)釋放出氫氣、一氧化碳等可燃?xì)怏w。氫氣釋放到安全殼內(nèi)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(huì)危及安全殼的完整性，進(jìn)而造成嚴(yán)重的放射性釋放后果[1-2]。因此，氫氣問(wèn)題是核電廠安全需要考慮的重要問(wèn)題之一。

福島核事故后的核電廠安全審評(píng)過(guò)程中，核安全局對(duì)于嚴(yán)重事故下的氫氣安全問(wèn)題提出了更高的要求[3-4]。針對(duì)嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)可燃?xì)怏w控制，我國(guó)最新頒布的《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》(HAF102)明確要求：必須充分考慮在嚴(yán)重事故下控制可能產(chǎn)生或釋放的裂變產(chǎn)物、氫和其他物質(zhì)的措施[5]。

本文選取了以大破口觸發(fā)的嚴(yán)重事故序列作為分析對(duì)象，采用一體化嚴(yán)重事故分析程序開(kāi)展計(jì)算，重點(diǎn)對(duì)嚴(yán)重事故下的氫氣產(chǎn)生情況及氫氣控制系統(tǒng)的消氫效果進(jìn)行分析，從核安全審評(píng)角度對(duì)氫氣控制系統(tǒng)的有效性進(jìn)行評(píng)價(jià)，同時(shí)也為先進(jìn)壓水堆核電廠的安全審評(píng)工作提供技術(shù)支持。

1 嚴(yán)重事故分析模型

根據(jù)國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠的設(shè)計(jì)參數(shù)，包括堆芯、一回路、安全殼等參數(shù)為基礎(chǔ)，建立嚴(yán)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(jìn)入安全殼內(nèi)的整個(gè)事故進(jìn)程。

模型包含整個(gè)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(tái)蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、穩(wěn)壓器波動(dòng)管、4臺(tái)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(gè)進(jìn)行模擬。專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施模型包括兩臺(tái)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、兩臺(tái)安注箱(ACC)、兩條安全殼內(nèi)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(méi)管線、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)第1級(jí)至第4級(jí)閥門(mén)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHR)、PCS系統(tǒng)等。圖1為國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠的節(jié)點(diǎn)劃分情況。

將核電廠模型的堆芯在軸向上分成14個(gè)節(jié)點(diǎn)，徑向共分成7環(huán)；堆芯分為三個(gè)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(yán)重事故下氫氣行為

不同的事故序列對(duì)安全殼內(nèi)氫氣的釋放速率、釋放時(shí)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(yán)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(luò)性，所以重點(diǎn)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(shè)

◆ RCS冷段雙端斷裂

◆ PRHR失效

◆ 2/2 ADS第1級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)；

◆ 2/2 ADS第2級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)；

◆ 2/2 ADS第3級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)；

◆ 4/4 ADS第4級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)；

◆ 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(diǎn)火器有效；

◆ 堆腔淹沒(méi)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(lèi)別為IC。然而，假定安全殼正常泄漏。

2.2 氫氣產(chǎn)生速率與累積產(chǎn)量

通過(guò)計(jì)算得到嚴(yán)重事故下壓力容器內(nèi)氫氣的產(chǎn)生率如圖3所示，可以看到在大破口事故序列下氫氣的產(chǎn)生主要有兩個(gè)階段，分別是早期鋯包殼與水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣及堆芯熔融物遷移至下腔室產(chǎn)生氫氣。其中燃料包殼的氧化是產(chǎn)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(shí)間內(nèi)發(fā)生堆芯熔化現(xiàn)象，氫氣釋放時(shí)間較早，氫氣產(chǎn)生速率較大。

圖1 主系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)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(chǎn)生速率Fig.3 Hydrogen generation rate

從圖4的氫氣累積產(chǎn)量也可以看到，氫氣主要產(chǎn)生在事故發(fā)生初期，很短時(shí)間內(nèi)壓力容器內(nèi)聚集了大量氫氣，氫氣產(chǎn)量累積到達(dá)793.5kg，之后事故進(jìn)行中氫氣產(chǎn)量很少，累積產(chǎn)氫量趨于平穩(wěn)狀態(tài)。由于大破口的存在，壓力容器內(nèi)產(chǎn)生的氫氣迅速?gòu)钠瓶谔庒尫诺桨踩珰?nèi)，最終分布在安全殼內(nèi)的不同隔間內(nèi)。

圖4 氫氣累積產(chǎn)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(yīng)對(duì)氫氣風(fēng)險(xiǎn)的能力，選取了三種不同工況開(kāi)展對(duì)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(shè)條件基礎(chǔ)上進(jìn)行部分修改，假設(shè)氫氣點(diǎn)火器失效而PCS系統(tǒng)有效，并以此為基準(zhǔn)事故計(jì)算，重點(diǎn)對(duì)氫氣點(diǎn)火器系統(tǒng)及PCS系統(tǒng)的消氫作用進(jìn)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(diǎn)火器

氫氣點(diǎn)火器的作用是主動(dòng)點(diǎn)燃?xì)錃?，使之緩慢燃燒，從而消除氫氣避免更?yán)重的氫氣爆炸發(fā)生，威脅安全殼完整性。為了分析氫氣點(diǎn)火器的消氫作用，選取對(duì)比工況為工況1與工況2，投入的氫氣點(diǎn)火器分布如表2所示。

表2 對(duì)比工況下隔間內(nèi)氫氣點(diǎn)火器分布Table 2 Distribution of Hydrogen Igniter in Compartment under Contrast Conditions

通過(guò)計(jì)算有無(wú)氫氣點(diǎn)火器作用時(shí)典型安全殼隔間內(nèi)氫氣濃度情況，來(lái)分析氫氣點(diǎn)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(jìn)行分析，因?yàn)榻?jīng)過(guò)計(jì)算這幾個(gè)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(duì)比計(jì)算結(jié)果如圖5所示。

圖5 有無(wú)氫氣點(diǎn)火器情況下安全殼內(nèi)隔間氫氣份額對(duì)比Fig.5 Hydrogen share comparison in containment compartment based on using hydrogen igniter or not

工況1假設(shè)氫氣控制系統(tǒng)失效，但PCS系統(tǒng)有效，將使得隔間內(nèi)的氫氣濃度較高。在堆芯裸露、燃料包殼升溫之后，內(nèi)置換料水箱(IRWST)中的水通過(guò)重力向裸露的堆芯注水，使得鋯水反應(yīng)產(chǎn)生大量的氫氣。這些氫氣通過(guò)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(yīng)的結(jié)束、氫氣向其他隔間的流入，破口隔間內(nèi)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(gè)相對(duì)封閉的小隔間，可以通過(guò)打開(kāi)的ADS第1至第3級(jí)閥門(mén)流入，因此該隔間在事故初期的氫氣濃度相對(duì)較高，但隨著后續(xù)鋯水反應(yīng)的終止，氫氣濃度開(kāi)始下降。上部隔間是安全殼內(nèi)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(mén)噴放的氫氣最終都會(huì)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(nèi)的氫氣濃度穩(wěn)定在10%左右，存在可能的氫氣風(fēng)險(xiǎn)。

氫氣點(diǎn)火器能快速消除安全殼內(nèi)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(kāi)啟氫氣點(diǎn)火器，并且PCS系統(tǒng)有效。計(jì)算得到氫氣點(diǎn)火器約在2000s作用啟動(dòng)，啟動(dòng)后破口隔間內(nèi)的氫氣濃度迅速下降并始終未超過(guò)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(lèi)似。氫氣點(diǎn)火器的啟動(dòng)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(duì)于防止安全殼氫氣風(fēng)險(xiǎn)是非常有利的。整體上由于氫氣點(diǎn)火器的作用，能明顯降低安全殼隔間內(nèi)的氫氣濃度，且維持在安全限值內(nèi)，氫氣濃度始終處于10%以下，不會(huì)發(fā)生氫氣爆炸的風(fēng)險(xiǎn)[7-8]。

3.2 PCS系統(tǒng)

非能動(dòng)安全殼系統(tǒng)主要是冷卻安全殼，防止安全殼內(nèi)壓力過(guò)于升高而造成安全殼超壓失效。其主要作用是通過(guò)鋼制安全殼壁面上的冷凝水帶走安全殼內(nèi)的熱量，因此安全殼內(nèi)大量水蒸氣會(huì)冷凝從而減小壓力。隨著安全殼內(nèi)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(duì)增大的。工況2和工況3的對(duì)比計(jì)算結(jié)果如圖6所示。

圖6 有無(wú)PCS情況下安全殼隔間內(nèi)氫氣份額對(duì)比Fig.6 Hydrogen share comparison in containment compartment based on using PCS or not

工況3不考慮氫氣點(diǎn)火器系統(tǒng)的運(yùn)作，將導(dǎo)致隔間內(nèi)的氫氣無(wú)法消除而積聚起來(lái)，但由于PCS系統(tǒng)的停運(yùn)所帶來(lái)的水蒸氣濃度上升，可以使安全殼惰化，隔間內(nèi)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(yīng)地，安全殼內(nèi)的氫氣濃度和氧氣濃度就增加了，所以PCS的投入對(duì)氫氣風(fēng)險(xiǎn)的控制存在一定負(fù)作用。

4 結(jié)論

本文利用一體化嚴(yán)重事故分析程序?qū)?guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠進(jìn)行系統(tǒng)建模，計(jì)算分析了安全殼內(nèi)氫氣產(chǎn)生過(guò)程及氫氣控制系統(tǒng)的有效性。由于大破口觸發(fā)的嚴(yán)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(luò)性，所以大破口觸發(fā)的事故序列來(lái)進(jìn)行氫氣的計(jì)算分析，得到以下主要結(jié)論：

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

(2) 冷管段大破口事故會(huì)產(chǎn)生大量的氫氣，如果氫氣控制系統(tǒng)無(wú)法有效投入，安全殼隔間內(nèi)氫氣濃度相對(duì)較高，并存在氫氣爆燃的風(fēng)險(xiǎn)。

(3) 氫氣點(diǎn)火器的消氫作用明顯，能夠有效降低安全殼內(nèi)的氫氣濃度，而PCS系統(tǒng)的投入會(huì)使安全殼中的水蒸氣冷凝而使氫氣濃度增加，對(duì)氫氣風(fēng)險(xiǎn)的控制存在一定負(fù)作用。

(4) 氫氣控制系統(tǒng)能確保大破口失水始發(fā)嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)平均氫氣濃度低于10%，滿足美國(guó)聯(lián)邦法規(guī)10CFR中關(guān)于氫氣控制和風(fēng)險(xiǎn)分析的準(zhǔn)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(yán)重事故氫氣風(fēng)險(xiǎn)分析[J]. 核科學(xué)與工程，2015.09.

[4] 國(guó)家核安全局.福島核事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求[R]，2012.

[5] 國(guó)家核安全局.HAF102.核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定[R]，2004.

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

[7] 美國(guó)聯(lián)邦法規(guī) 10CFR50.34[R].

[8] 壓水堆核電廠事故后安全殼內(nèi)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(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆電站國(guó)家科技重大專(zhuān)項(xiàng)：CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究(2013ZX06002001)；國(guó)家科技重大專(zhuān)項(xiàng)項(xiàng)目資助(2013ZX06002001);國(guó)家科技重大專(zhuān)項(xiàng)項(xiàng)目(2015ZX06002001)

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

胡文超：huwenchao20@126.com

TL33

A

0258-0918(2017)05-0839-06