CAP1400嚴重事故下熱工水力環(huán)境條件及氫氣燃燒設備可用性論證試驗

史國寶，蘆　葦，方立凱，張　偉，薛山虎

CAP1400嚴重事故下熱工水力環(huán)境條件及氫氣燃燒設備可用性論證試驗

史國寶，蘆葦*，方立凱，張偉，薛山虎

（上海核工程研究設計院有限公司，上海 200233）

嚴重事故下用于緩解和監(jiān)測的設備儀表能否以合理的可信度執(zhí)行其預期功能，稱為設備可用性論證。嚴重事故環(huán)境條件是可用性論證的基礎，基于現(xiàn)象分析結合概率安全評價見解，討論了始發(fā)事件及一回路降壓、氫氣控制等多種緩解措施對熱工水力環(huán)境條件的影響，選取7個典型嚴重事故序列并完成計算分析，根據(jù)結果的熱工水力特征，將其歸并為氫氣持續(xù)點燃、氫氣整體爆燃及無氫氣燃燒長期升溫升壓3類熱工水力環(huán)境條件，其中第1類是主導性的。針對前兩類環(huán)境條件，建立了高10 m，容積為60 m3的試驗臺架開展典型設備的氫氣燃燒環(huán)境可用性試驗，為彌補試驗臺架與實際安全殼的差異，實現(xiàn)燃燒峰值和半峰時間的包絡性，采用氫氣預混合爆燃疊加持續(xù)通氫燃燒的試驗方法來模擬氫氣燃燒的環(huán)境條件。其中，對于不能完全包絡的個別第二類條件，考慮熱滯后效應，分析了設備的實際升溫情況，證明設備承受的環(huán)境與安全殼環(huán)境的等效性。通過上述試驗和方法已完成10類CAP1400嚴重事故緩解設備和5類測量儀表試驗件在氫氣燃燒環(huán)境下可用性論證。

嚴重事故；設備可用性；氫氣燃燒

在嚴重事故下，安全殼內的狀態(tài)可能比設計基準事故更為惡劣，用于嚴重事故緩解和監(jiān)測的設備儀表是否能夠以合理的可信度承受安全殼內的環(huán)境條件完成其設計功能，是一個值得關注的問題，這就是嚴重事故下設備可用性[1]。我國《核動力廠設計安全規(guī)定》[2]要求，“在可能的范圍內，應該以合理的可信度表明在嚴重事故中必須運行的設備（如某些儀表）能夠達到設計要求”。

三哩島事故后，國際上開始研究嚴重事故?？紤]到事故中安全殼內發(fā)生的氫氣爆燃，對其影響和緩解研究成為主要內容之一，隨后開展了氫氣燃燒和長期升溫升壓下相關設備試驗[3]，這些試驗能夠為設備可用性提供一定的依據(jù)。2011年福島核電站因外部水淹堆芯失去冷卻而熔化，并造成氫氣爆炸。事故后，我國對新建核電提出更高的安全要求：從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性。此后，新建核電廠全面實施嚴重事故預防和緩解，而分析嚴重事故緩解和監(jiān)測的設備儀表所經(jīng)歷的環(huán)境條件，在此基礎上論證其可用性是嚴重事故緩解中不可或缺的一環(huán)。AP1000采用點火器緩解氫氣風險，在設計認證中引用了EPRI試驗，得到了美國核管會的審評認可，在AP1000工程建設階段開展了設備熱滯后分析來論證設備的可用性。然而，CAP1400嚴重事故下環(huán)境條件以及設備儀表與EPRI試驗采用的試驗件、環(huán)境條件存在較大差別，難以直接應用，因此，在大型先進壓水堆重大專項課題的支持下，對此開展系統(tǒng)研究，分析了嚴重事故下環(huán)境條件，建造試驗臺架，以氫氣燃燒方式創(chuàng)造環(huán)境條件，對設備儀表進行可用性驗證。

1　CAP1400嚴重事故下環(huán)境條件分析

1.1　序列選取

嚴重事故下反應堆、安全殼內可能發(fā)生多種嚴重事故現(xiàn)象，如：燃料裸露和鋯水產(chǎn)氫反應、熔融物冷卻劑相互作用（FCI）、安全殼內氫氣燃燒、熔融物高壓噴放、安全殼直接加熱（DCH）、熔融物混凝土相互作用（MCCI）、安全殼升溫升壓等等。在嚴重事故緩解措施作用下，某些嚴重事故現(xiàn)象可以認為已被實際消除，其他可能發(fā)生的嚴重事故現(xiàn)象在安全殼不同位置造成不同環(huán)境條件。

CAP1400熔融物堆內滯留（IVR）措施的實施可有效防止嚴重事故堆外現(xiàn)象的發(fā)生。其反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）設置了多重降壓措施，并且熔融物沒有向安全殼上部大空間噴放的直接通道，故認為DCH已被實際消除。安全殼內配置了氫氣點火器和氫氣復合器，氫氣爆炸概率極低，且保守假設氫氣爆炸直接導致安全殼失效，即爆炸后不再考慮設備的可用性。因此在確定嚴重事故熱工水力環(huán)境條件時不考慮這兩種現(xiàn)象。

根據(jù)CAP1400一級概率安全評價（PSA）結果，破口（LOCA）類事故是占主導的始發(fā)事件，且產(chǎn)氫較多，而對設備威脅較大的主要是安全殼內氫氣燃燒，因此，LOCA類事故序列下安全殼環(huán)境條件可以包絡非LOCA事故序列。RCS破口尺寸和位置將決定初始噴放的嚴重程度、氫氣釋放路徑及堆芯是否發(fā)生再淹沒產(chǎn)氫等事故情景。如果破口較大且位置較高，那么即便自動卸壓系統(tǒng)（ADS）閥門打開，大量氫氣仍將會通過破口向安全殼隔間釋放，它將會影響安全殼瞬態(tài)。如果破口較小，那么第4級ADS閥門打開后，質能將通過ADS閥門向SG房間釋放。如果破口在可淹沒區(qū)域，那么堆腔淹沒后，將發(fā)生堆芯再淹沒。對破口位置而言，非能動安注（PXS）房間處于較低的位置，與其他隔間的空氣流通性較差，在該房間的直接安注管（DVI）破口能夠獲得此類隔間保守的環(huán)境條件。蒸汽發(fā)生器（SG）房間無論是否發(fā)生破口，只要ADS-4閥門打開，都可以在局部產(chǎn)生較為保守的環(huán)境。其他如維修平臺、上部房間等，這些隔間自然循環(huán)較好，破口隔間的質能可以通過較大的開口進入這些房間，且發(fā)生破口的可能性特別小或不會發(fā)生破口。因此不考慮這類房間的破口。基于上述考慮，本文選取下列始發(fā)事件：非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）隔間壓力容器直接注射（DVI）管線破口、環(huán)路隔間的冷段大破口、環(huán)路隔間的熱段中破口、非能動卸壓系統(tǒng)（ADS）閥門誤打開，以盡量覆蓋破口尺寸和位置。

除始發(fā)事件外，嚴重事故預防和緩解措施也會對環(huán)境條件帶來影響，對這些措施的假設討論如下：

（1）RCS降壓

CAP1400設計了多級ADS閥門來保證RCS完全降壓，這也是實際消除DCH并保障IVR有效的必要條件之一。RCS降壓使更多的質能釋放至安全殼中，對于環(huán)境條件是保守的，在開啟卸壓閥的同時，大量質能向安全殼內噴放也會導致短期內惡劣的環(huán)境條件，因此考慮RCS降壓有效。

（2）堆芯再淹沒

恢復堆芯冷卻及堆腔淹沒導致的破口倒灌均可能導致堆芯再淹沒，其產(chǎn)生的額外水蒸汽會進一步氧化過熱的燃料包殼產(chǎn)生氫氣，在部分序列計算中考慮該現(xiàn)象。

（3）氫氣點火器

66臺氫氣點火器用于控制嚴重事故下安全殼內的氫氣濃度，從氫氣燃燒的角度考慮氫氣點火器有效點燃氫氣，以及點火器失效后隨機火花導致安全殼內整體爆燃的情況。

（4）氫氣復合器

CAP1400在安全殼內布置了8臺非能動氫氣復合器（PAR），不需要外電源支持，能夠自動啟動復合氫氣。對于堆內迅速產(chǎn)氫并釋放至安全殼被點燃的情況，PAR本身消氫速率較慢，對環(huán)境條件不會產(chǎn)生大的影響。如果事故發(fā)展至堆外階段，那么PAR可以消除堆內產(chǎn)氫階段未燃燒的氫氣以及堆外階段產(chǎn)生的部分氫氣。

（5）非能動安全殼熱量排出系統(tǒng)（PCS）

CAP1400 PCS可靠性很高，基于功率運行安全殼事件樹分析的結果，在所有堆芯損傷序列中，PCS失效占0.06%。在序列7中考慮PCS失效，安全殼長期處于較高的溫度和壓力，氫氣點火器因惰化失效但PAR可以消除氫氣。

（6）堆腔淹沒和堆外熔融物可冷卻性

CAP1400在RCS卸壓且安全殼內換料水箱（IRWST）向堆腔注水并淹沒至RCS熱段后（堆腔淹沒），IVR成功。為了獲得等效的100%鋯包殼氧化產(chǎn)氫量，部分序列人為假設了堆腔淹沒失效，熔融物遷移至堆腔，發(fā)生熔融物混凝土相互作用（MCCI），計算中考慮熔融物能被堆腔存水冷卻以及不能冷卻兩種情況。

根據(jù)上述分析，得到了用于環(huán)境條件分析的7個序列和假設如表1所示。

表1　CAP1400嚴重事故環(huán)境條件序列假設

續(xù)表

序列破口位置及尺寸緩解措施現(xiàn)象*環(huán)境條件分類 RCS降壓堆芯再淹沒點火器PAR堆腔淹沒PCS 2熱段中破口（0.008 m2）√×√√×√①，④第1類 3ADS第4級閥門誤開√×√√×√①，④ 4冷段雙端斷裂√√√√√√①，③ 5ADS第4級閥門誤開√×√√×√①，⑤ 6冷段雙端斷裂√√×√√√①，③第2類 7熱段中破口（0.008 m2）√√×√√×②，③第3類

注：① 安全殼內氫氣燃燒；② 安全殼升溫升壓；③ 熔融物堆內滯留；④ 熔融物混凝土相互作用（MCCI）；⑤ 燃料冷卻劑相互作用（FCI）

1.2　分析結果

圖1　安全殼壓力

圖2　SG隔間溫度

圖3　PXS隔間溫度

圖4　維修平臺溫度

從圖中可以看出，除了PCS失效導致的安全殼內緩慢升溫升壓外，安全殼內環(huán)境條件的特點是氫氣燃燒導致的瞬時溫度和壓力峰值，點火器失效后安全殼隨機點火氫氣整體爆燃導致一個很高的瞬時峰值，而氫氣點火器有效產(chǎn)生多個溫度和壓力峰值，峰值低于整體氫氣爆燃導致的瞬時峰值。安全殼不同隔間的環(huán)境條件也存在一定的差異，這與安全殼內的氫氣源項、自然循環(huán)、隔間的容積和熱阱分布等因素有關系。具體來說，堆芯產(chǎn)生的氫氣從破口和ADS-4閥門釋放，而ADS-4閥門布置在SG隔間，因此，安全殼內氫氣的源項主要來自PXS和SG隔間。在PCS作用下，氫氣隨安全殼內氣體產(chǎn)生自然循環(huán)，如圖6（a）、6（b）所示。氫氣到達可燃濃度限值后被布置在安全殼內的點火器點燃，點燃時刻的氫氣濃度決定了短時間內釋放至安全殼的熱量，具體表現(xiàn)為溫度峰值，而燃燒溫度的下降過程則是由各個隔間內的熱阱吸熱效應決定的，在環(huán)境條件中表現(xiàn)為氫氣燃燒的半峰時間（取峰值溫度與基礎溫度之和的1/2為截斷值，燃燒溫度在該數(shù)值以上持續(xù)的時間定義為半峰時間）。其中，安全殼上部隔間單位體積內熱阱最小。

圖5　上部隔間溫度

圖6　安全殼氫氣釋放及擴散路徑

圖6　安全殼氫氣釋放及擴散路徑（續(xù)）

1.3　環(huán)境條件分類

根據(jù)環(huán)境條件呈現(xiàn)出的特點，可以將其進一步合并為3類：

（1）第1類環(huán)境條件，PCS有效、點火器有效。安全殼內可能燃燒2-3次，上部隔間的氫氣燃燒峰值較高（～500 ℃），SG隔間與CMT隔間燃燒的峰值約為300 ℃，PXS隔間絕大部分序列燃燒峰值小于200 ℃。各個隔間的典型峰值如圖7所示。

圖7　典型的第一類環(huán)境條件（不同隔間）

（2）第2類環(huán)境條件，PCS有效、點火器失效。安全殼內發(fā)生一次整體爆燃，上部隔間的氫氣燃燒峰值可高達約900 ℃。各個隔間的氫氣燃燒峰值如圖8所示。

（3）第3類環(huán)境條件，PCS失效工況，安全殼緩慢升溫升壓。

圖8　典型的第2類環(huán)境條件（不同隔間）

基于功率運行二級PSA安全殼事件樹分析的結果，在所有堆芯損傷序列中，PCS失效占0.06%，點火器失效占0.21%，這兩類事故序列發(fā)生的頻率極低，因而，第1類環(huán)境條件是主導性環(huán)境條件。

2　氫氣燃燒試驗

2.1　試驗裝置

在設計基準事故（DBA）下，應對事故的設備儀表經(jīng)歷RCS高溫高壓流體噴放產(chǎn)生的環(huán)境條件，需要開展設備儀表環(huán)境鑒定。采用在試驗腔室中噴入蒸汽模擬環(huán)境條件考驗設備儀表的方法來實施。嚴重事故環(huán)境條件主要由氫氣燃燒而產(chǎn)生，表現(xiàn)為短時間內過熱的溫度尖峰，無法通過噴入蒸汽來模擬。在壓水堆重大專項課題的支持下，借鑒國外氫氣試驗的思路，采用氫氣燃燒的方法來產(chǎn)生環(huán)境條件，建造試驗臺架對設備儀表進行可用性驗證。嚴重事故中必須運行的設備需要承受第1類環(huán)境條件，對于第2類和第3類環(huán)境條件不作可用性的硬性要求[5]，但也開展了相關的試驗，本文中主要描述第1類和2類氫氣燃燒試驗結果。

3）可以通過搜索引擎，在百度、搜狐上搜索一些熟知的英文新聞網(wǎng)站和英文學習網(wǎng)站，了解最新國內外大事和與四、六級考試相關的資訊。

開展設備可用性驗證的氫氣燃燒試驗臺架分為大、小兩個臺架。小臺架[6]采用2.2 m3的容器來模擬環(huán)境條件，開展可行性和前期研究。圖9給出了點火前氫氣濃度為5.5%混合氣體燃燒后溫度曲線，其中實線為采用MAAP程序計算的核電廠環(huán)境溫度，虛線為試驗測點獲得的小臺架內燃燒溫度，與上部隔間第1類環(huán)境條件相比，2.2 m3容器內燃燒得到峰值一致，而半峰時間相差很大。這是由燃燒特性決定的，氫氣爆燃會在瞬間產(chǎn)生高溫，其溫度峰值取決于短時間內氫氧反應釋放的能量，具體表現(xiàn)為氫氣濃度。而半峰時間表征環(huán)境溫度的回落速度，其由爆燃火球快速膨脹并與容器中熱構件和壁面接觸后被冷卻產(chǎn)生，因此與試驗罐的熱容積、內部熱阱等固有特性有關。小臺架試驗相對容易實施，但基于上述原因其能夠模擬的環(huán)境條件是有限的，因此設計了大臺架來模擬安全殼大空間的氫氣燃燒特性。

大臺架如圖10所示，高10.0 m，容積60 m3，設計壓力為1.0 MPa，設計溫度為350 ℃，試驗倉可耐受瞬時980 ℃的環(huán)境溫度。有5個放置于不同高度的環(huán)形分布器，每個分布器上設置排氣孔，該系統(tǒng)用于輸送氫氣或氧氣。在試驗倉內按照軸向高度分為5層，每層上每隔60°布置熱電偶測點。盡管大臺架的容積已達60 m3，然而其熱容積、內部熱阱等固有特性與安全殼隔間相比仍有不少的差距，預混合氣體燃燒試驗獲得的環(huán)境條件不能滿足峰寬要求。因此，采用預混合氣體爆燃加上持續(xù)通氫燃燒的方式來實現(xiàn)目標環(huán)境條件，即：臺架預熱后，按照一定比例通入氫氣和氧氣預混合，在氫氣點燃發(fā)生爆燃同時繼續(xù)通入氫氣，使分布器排氣孔處持續(xù)燃燒，然后逐漸降低氫氣流量，以獲得接近目標的溫度曲線。

圖9　2.2 m3容器氫氣燃燒試驗結果

圖10　大型氫氣燃燒試驗臺架

2.2　試驗結果

對于典型的安全殼隔間（如SG、CMT、PXS隔間），圖11（a）和11（b）給出了大臺架的典型試驗結果，試驗臺架所形成的環(huán)境條件完全覆蓋第1類環(huán)境條件以及第2類環(huán)境條件要求，試驗臺架中大氣最高溫度已明顯高于實際要求的溫度，這是保守的。

對于安全殼上部隔間，試驗臺架所形成的環(huán)境條件可以滿足第1類環(huán)境條件要求［見圖12（a）］，圖中個別測點的溫度劇烈波動是由于被火焰前沿接觸所致），而無法完全包絡第2類環(huán)境條件要求［見圖12（b）］。安全殼上部隔間第2類環(huán)境條件中最高溫度已達900 ℃，已不可能再提高氫氣濃度使燃燒溫度大幅提高，與此同時試驗容器體積表面積之比與安全殼上部隔間體積表面積之比差別較大，因而，試驗容器內環(huán)境溫度無法包絡目標溫度曲線。為了減少熱構件的吸熱效果，在試驗容器內表面噴涂保溫涂層，這在一定程度上增加了峰寬，但仍無法包絡第2類環(huán)境條件。

圖11　CMT隔間試驗結果

2.3　分析論證

考慮到設備和儀表試驗件表面存在一定的金屬構件，在氫氣燃燒下會產(chǎn)生溫度熱滯后效應，前期環(huán)境溫度的不足可以通過后期持續(xù)燃燒來補償，圖13中區(qū)域1溫度不足由區(qū)域2進行補償，最終通過比較目標環(huán)境和實際試驗環(huán)境下試驗件表面溫度來論證設備經(jīng)歷了與安全殼上部隔間第2類環(huán)境條件相當?shù)目简灐?/p>

式中：

其中：——熱擴散率；

經(jīng)過驗證，公式（1）計算結果與MAAP程序分析結果相符合，可用于熱構件表面升溫計算。

不同厚度試驗件表面溫度如圖14所示，圖中虛線為設備外殼在補償持續(xù)燃燒階段（區(qū)域2）的升溫，實線為設備外殼在安全殼環(huán)境下的升溫。可以看出對于厚度為1 mm的試驗件［見圖14（a）］，該試驗方案產(chǎn)生的表面溫度低于安全殼實際環(huán)境導致的設備表面溫度，當設備外殼厚度大于等于2 mm后［見圖14（b）、14（c）］，試驗條件和安全殼條件導致的設備表面溫度峰值已經(jīng)相當，對于3 mm厚度，試驗條件下設備實際升溫已經(jīng)大于其在安全殼內環(huán)境下的升溫。說明隨著金屬厚度的增加，設備升溫對于短時間內燃燒尖峰的敏感度降低，而通過圖13中區(qū)域2長期燃燒的補償，對厚度大于2 mm的外殼，能夠實現(xiàn)試驗條件下的設備溫度高于安全殼條件下的設備溫度，如果再疊加試驗過程中區(qū)域1導致的設備升溫，則試驗條件比安全殼環(huán)境更為苛刻。綜上，厚度小于2 mm的設備在安全殼內是極少的，因此，從設備溫度的角度，可以認為目前試驗條件可以代表安全殼大廳第2類環(huán)境條件。

通過上述試驗已完成了10類CAP1400嚴重事故緩解設備和5類測量儀表試驗件在氫氣燃燒環(huán)境下可用性論證。

圖14　兩種環(huán)境條件下金屬外殼表面溫度

圖14　兩種環(huán)境條件下金屬外殼表面溫度（續(xù)）

3　結論

本文對CAP1400嚴重事故熱工水力環(huán)境條件以及氫氣燃燒下設備可用性試驗進行了研究，得到如下結論：

（1）通過7個嚴重事故序列計算，得到CAP1400嚴重事故熱工水力環(huán)境條件，歸并為3類：點火器有效的氫氣燃燒工況、點火器失效的氫氣燃燒工況以及PCS失效環(huán)境條件。

（2）針對氫氣燃燒工況開展了可用性試驗驗證。在容積為60 m3試驗臺架上采用預混合加持續(xù)通氫燃燒方式產(chǎn)生了的試驗溫度，包絡了典型安全殼隔間第1類環(huán)境條件、第2類環(huán)境條件、安全殼上部隔間第1類環(huán)境條件。盡管試驗溫度不能包絡安全殼上部隔間第2類環(huán)境溫度曲線，但分析論證表明預混合疊加持續(xù)通氫燃燒方式產(chǎn)生的試驗溫度可以使試驗件表面溫度達到同樣溫度，因此可以代表安全殼上部隔間第2類環(huán)境條件。

（3）通過試驗已完成了CAP1400嚴重事故緩解設備和測量儀表試驗件在氫氣燃燒環(huán)境下可用性論證，為設備可用性論證提供了示范。

致謝

本工作得到了中國船舶重工集團第七一八研究所姜韶堃博士及其試驗團隊大力支持，在此表示感謝。

［1］ 孫造占，初起寶，等. 嚴重事故下設備可用性論證要求［J］. 核安全，2014，13（1）：20-27.

［2］ 國家核安全局. HAF 102核動力廠設計安全規(guī)定［Z］. 北京：中華人民共和國環(huán)境保護部，2016.

［3］ NRC. Severe Accident Testing of Electrical Penetration Assemblies：NUREG/CR-5334［R］. 1989.

［4］ Epstein M，McCartney M A，Plys M G，et al. MAAP 4.07 User Guidance［R］. Burr Ridge：EPRI，2010.

［5］ Yan Jinquan，Xue Shanhu，et al. Study of Equipment Survivability under Severe Accident Conditions［C］. Proceedings of the 24th International Conference on Nuclear Engineering ICONE24. Charlotte：ASME，2016.

［6］ 姜韶堃，趙羅生，楊志義，等. 嚴重事故下氫氣燃爆環(huán)境模擬試驗［J］. 核安全，2020，18（6）：50-52.

CAP1400 Thermo-hydraulic Environmental Conditions under Severe Accident and Hydrogen Combustion Equipment Survivability Testing

SHI Guobao，LU Wei，F(xiàn)ANG Likai，ZHANG Wei，XUE Shanhu

（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co., Ltd.，Shanghai.200233，China）

The assessment of the equipment to perform its function with reasonable assurance in the severe accident environment is known as equipment survivability. After discussing impacts from initial events and mitigation measures such as RCS depression and hydrogen control, 7 severe accident sequences are selected through phenomenon analysis and PSA insights, and calculated. The results are classified into three kinds of environmental conditions: hydrogen being ignited, hydrogen glob deflagration and long-term high temperature without hydrogen burning. The 1stcondition is dominant. A hydrogen combustion survivability facility with 60 m3vessel was established to investigate the first two conditions. Continuous burning and pre-mixed deflagration are combined to establish environmental conditions within the containment. Thermal-lag analysis is used to assess the case that cannot be completely enveloped by the test. Therefore, the CAP1400 survivability assessment of 10 equipments and 5 instruments under severe accident conditions is completed.

Severe accident; Equipment survivability; Hydrogen burning

TL48

A

0258-0918（2023）05-1122-09

2022-02-22

大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站重大專項：CAP1400嚴重事故設備可用性驗證和優(yōu)化研究

史國寶（1965—），男，浙江寧波人，研究員級高級工程師，現(xiàn)主要從事核電廠總體設計和安全分析相關研究

蘆 葦，E-mail：luwei@snerdi.com.cn