方家山核電廠嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣的產(chǎn)生及緩解

段東東

（中核核電運(yùn)行管理有限公司,浙江 海鹽 314300）

0　引言

發(fā)生嚴(yán)重事故后，大量氫氣釋放到安全殼內(nèi)，存在氫燃或氫爆的危險(xiǎn)，威脅安全殼完整性。國內(nèi)外都針對嚴(yán)重事故下的氫氣緩解制定了新的核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，因此，開展嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)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(yán)重事故工況下，安全殼內(nèi)氫氣的產(chǎn)生來源、濃度分布，以及安全殼內(nèi)氫氣緩解相關(guān)系統(tǒng)的布置與工作效果，論證方家山核電廠安全殼內(nèi)氫氣緩解系統(tǒng)的有效性，理論驗(yàn)證安全殼內(nèi)氫氣緩解措施是否滿足后福島事故時代核電廠嚴(yán)重事故工況下的要求。

1　嚴(yán)重事故下氫氣的產(chǎn)生與分布

1.1　嚴(yán)重事故工況選擇

參考國內(nèi)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(nèi)外經(jīng)驗(yàn)和正確的工程判斷相結(jié)合的方法并通過分析比較后，在《秦山核電廠擴(kuò)建項(xiàng)目（方家山核電工程）嚴(yán)重事故情況下安全殼內(nèi)氫氣濃度分布分析計(jì)算》中所選取的有代表性的嚴(yán)重事故計(jì)算工況為：

工況1：熱段雙端斷裂大破口失水事故＋應(yīng)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(yīng)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(yīng)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(yīng)急和非應(yīng)急電源，且未能及時恢復(fù)電源）。

1.2　嚴(yán)重事故下氫氣的分布

嚴(yán)重事故下，安全殼內(nèi)的氫氣濃度及分布受破口位置、破口尺寸以及產(chǎn)氫速率影響，而產(chǎn)氫速率又受到破口大小以及事故序列影響。工況1—產(chǎn)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(yīng)，氫氣向上運(yùn)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(chǎn)氫率峰值速率較高，氫氣沿穹頂壁面運(yùn)動后進(jìn)入下空間的速度大，產(chǎn)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(guān)蒸汽發(fā)生器隔間、主泵隔間、PZR隔間、運(yùn)行層附近存在較高的氫氣濃度。

2　嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣的緩解

2.1　安全殼內(nèi)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(yán)重事故的重要原因之一。方家山核電廠安全殼內(nèi)氫氣濃度監(jiān)測系統(tǒng)共設(shè)置了6個氫氣監(jiān)測點(diǎn)，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(nèi)氫氣的緩解

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

2.3　EUH復(fù)合器消氫

每個機(jī)組的安全殼消氫系統(tǒng)由33臺非能動催化氫復(fù)合器組成,非能動消氫能力為144.32kg/h，12h累計(jì)消氫能力為1731.84kg,產(chǎn)氫量最大的嚴(yán)重事故12小時的總產(chǎn)氫量1610kg。計(jì)算是考慮相當(dāng)于100%鋯包殼金屬-水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣量，而實(shí)際嚴(yán)重事故下產(chǎn)氫量遠(yuǎn)低于此，所以經(jīng)過保守計(jì)算得到的EUH消氫能力高于事故下的極限產(chǎn)氫量，可以推斷其消氫能力遠(yuǎn)遠(yuǎn)超出嚴(yán)重事故下的產(chǎn)氫量。

由圖 3.8、圖 3.9、圖 3.10、圖 3.11分別給出了 EUH復(fù)合器工作前后四種工況下安全殼氫氣濃度狀態(tài)圖。

圖3.8　EUH復(fù)合器工作前后工況1安全殼氫氣濃度狀態(tài)圖

圖3.9　EUH復(fù)合器工作前后工況2安全殼氫氣濃度狀態(tài)圖

圖3.10　EUH復(fù)合器工作前后工況3安全殼氫氣濃度狀態(tài)圖

圖3.11　EUH復(fù)合器工作前后工況4安全殼氫氣濃度狀態(tài)圖

由圖 3.8、圖 3.9、圖 3.10、圖 3.11前后對比容易判斷，在EUH復(fù)合器工作前安全殼內(nèi)氫氣濃度點(diǎn)會落在燃爆區(qū)、快燃區(qū)或慢燃區(qū)，而EUH復(fù)合器工作后安全殼內(nèi)氫氣濃度點(diǎn)遠(yuǎn)離了這三個危險(xiǎn)區(qū)域，復(fù)合器工作是成效明顯的。

3　結(jié)論

方家山核電廠氫氣緩解設(shè)計(jì)理念符合國際主流先進(jìn)設(shè)計(jì)思路，并且消氫能力滿足要求。嚴(yán)重事故工況下，復(fù)合器有能力保證安全充內(nèi)平均氫濃度不超過限值，并且控制安全殼內(nèi)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(xiàn)】

［1］中國核動力研究設(shè)計(jì)院.《方家山核電工程（秦山核電廠擴(kuò)建項(xiàng)目）事故工況下安全殼內(nèi)產(chǎn)氫量計(jì)算報(bào)告》2006.11.

［2］上海核工程研究設(shè)計(jì)院.《方家山核電工程（秦山核電廠擴(kuò)建項(xiàng)目）事故工況下安全殼內(nèi)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(kuò)建項(xiàng)目（方家山核電工程）嚴(yán)重事故情況下安全殼內(nèi)氫氣濃度分布分析計(jì)算》2012.01.