摘要：目前，我国的科技发展十分迅速，采用一体化严重事故分析工具,对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明:相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况,大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化,在考虑100%锆-水反应产氢量的条件下,大破口失水始发事故氢气风险较大,有可能发生氢气快速燃烧;在氢气控制系统作用下,发生大破口失水始发严重事故时,安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,未达到氢气快速燃烧和爆炸的条件,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则,认为该氢气控制系统是可行、有效的。
关键词：严重事故;氢气风险;氢气控制
引言
各种风险研究表明,在严重事故情况下,氢气燃烧或迅速爆燃,可能造成与安全有关的设备和系统的局部损坏、甚至损坏安全壳的结构,造成大量的放射性物质进入环境。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。对于采用非能动氢气复合器(PAR)作为缓解措施的核电厂,由于氢气复合器价格昂贵,定期检修较麻烦,有必要在对核电厂安全壳内氢气行为细致分析的基础上,确定复合器消氢容量,对复合器布置方案进行优化设计。氢气复合器的容量和氢气复合器布置方案的优化既要确保对可燃气体风险的有效控制,又要防止对建造成本的浪费和对运行维护的不利影响。因此,严重事故下氢气控制系统的功能验证,以及进一步对氢气控制系统的优化设计,对于满足我国核安全法规要求,确保核电厂的安全性和经济性,具有现实的工程意义。
1氢气的产生与燃烧
在严重事故下反应堆内氢气产生的来源主要包括三个方面:堆芯熔化前，燃料包壳氧化所产生;堆芯熔融物流入下封头时，与水反应产生氢气;压力容器外，堆芯熔融物与堆坑混凝土底板反应。根据严重事故的发展过程，氢气产生大体上可分为压力容器内的氢气产生和压力容器外的氢气产生两个阶段:1)压力容器内氢气的产生阶段在这个阶段，压力容器内金属材料的氧化主要包括锆包壳、格架、以及其他金属构架被水蒸汽氧化或被压力容器下腔室储存的水氧化。在堆芯开始熔化之前，燃料包壳的氧化是产生氢气的主要阶段;堆芯熔融物流入下封头时，与下封头残留水反应产生氢气。2)压力容器外氢气的产生阶段在这个阶段，堆芯熔融物进入堆坑有两种方式:即堆芯熔融物在堆芯高压作用下以喷射方式(高压熔堆)进入堆坑空间和堆芯熔融物跌落在堆坑混凝土底板上。堆芯一回路高压情况下，压力容器下封头失效时，堆芯熔融物在高压下喷入堆坑空间，从而导致安全壳直接加热(DCH)，在DCH期间，直接进入安全壳气空间的锆碎片会在很短时间内被氧化，大量氢气瞬间产生。在堆芯冷却系统压力较低情况下，压力容器下封头失效时，堆芯熔融物跌落在堆坑混凝土底板上，将会发生熔融物混凝土相互作用(MC-CI)。在MCCI反应中，堆芯熔融物中的金属与混凝土热分解释放出的水蒸汽发生氧化反应，并产生大量氢气等不可凝结气体。
2严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步
2.1氢气风险分析
1)计算假设初始工况为满功率运行,即堆芯初始功率为100%名义功率,反应堆冷却剂平均温度取名义值,安全壳初始压力、初始相对湿度分别为0.1MPa和10%。本工作主要分析事故前期安全壳内氢气浓度分布和风险,及氢气控制系统对于缓解氢气风险的作用,因此,不考虑安全壳内氢气的燃烧,并假设安全壳喷淋有效。参考美国联邦法规10CFR,氢气风险分析中的计算时间应使事故过程中产氢量大于相当于100%锆-水反应的产氢量。
期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆2)事故序列选择能够导致严重事故的始发事件很多,在氢气风险分析中,需选取典型的事故序列作为分析基础。综合考虑概率论方法、确定论方法,已有的安全分析经验,选定以下严重事故序列用于600MWe压水堆核电厂氢气风险和氢气控制系统的初步分析。(1)大破口失水(LB-LOCA)始发事故:热段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱),破口位于蒸汽发生器隔间内。(2)小破口失水(SB-LOCA)始发事故:热段小破口失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)失效,破口当量直径为25mm,破口位于蒸汽发生器隔间内。(3)全厂断电(SBO)始发事故:全厂断电事故+汽动辅助给水泵失效。列出了在LB-LOCA、SB-LOCA和SBO始发严重事故序列中与氢气风险有关的一些重要参数的计算结果。并根据氢气燃烧风险分析的结果可知,在LB-LOCA始发严重事故后期,安全壳内存在氢气快速燃烧的可能,因此,需采取有效的措施控制安全壳内氢气浓度。而在SB-LOCA和SBO始发严重事故下,安全壳内不存在氢气快速燃烧和爆炸风险。基于以上结论,重点对LB-LOCA始发事故氢气浓度及风险进行分析,而在后续的安全壳氢气控制系统有效性验证分析中,仍以LB-LOCA始发严重事故作为计算基准。
2.2事故序列选择
综合考虑概率论方法、确定论方法,并根据和已有的安全分析经验,对大破口失水(LB-LOCA)始发事故、小破口失水(SB-LOCA)始发事故、全厂断电(SBO)始发事故进行事故进程及氢气风险分析,结果表明:在假设安全壳喷淋有效条件下,LB-LOCA始发事故比SB-LOCA、SBO始发事故的氢气风险较为严重,在LB-LOCA始发事故过程中,蒸汽发生器隔间(破口区)、卸压箱隔间、堆腔、安全壳穹顶等区域的氢气浓度值均超过10%,安全壳平均氢气浓度达到13.7%,在事故后期安全壳存在氢气快速燃烧的风险。
2.3消氢效果分析
安装氢气控制系统后LB-LOCA始发严重事故下安全壳平均氢气浓度、蒸汽发生器隔间(破口区)和安全壳穹顶的氢气浓度随时间的变化。氢气复合器能持续稳定工作,抑制安全壳内氢气浓度的增长。由于氢气复合器的工作,安全壳内平均氢气浓度最高值为9.2%,且隔间的氢气浓度,如蒸汽发生器隔间(破口区)、安全壳穹顶的氢气浓度最高值均低于安全限值10%。从蒸汽发生器隔间(破口区)的氢气浓度变化趋势看,尽管在该隔间内设置6台氢气复合器,仍不能有效地消除堆芯熔融初期及堆芯坍塌后产生的氢气峰值。
结语
本文采用集总参数程序计算分析氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布，评价安全壳隔间内的氢气风险。通过分析可知，在发生大破口事故时，安全壳内氢气浓度较高的主要为破损SG隔间，IＲWST隔间和上部隔间，并且存在氢气爆燃的风险，需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。对于PXS隔间和CVS隔间，没有氢气源项直接释放到这些隔间中，氢气浓度较低。采用计算流体力学程序，进一步对CAP1400安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析，研究安全壳内的氢气分布及浓度变化。安全壳有无冷却条件对氢气分布影响很小，但对安全壳内的温度分布和压力分布有较大影响。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细，通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为，可以为集总参数程序的计算结果提供补充，为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。
参考文献
［1］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［S］．北京:国家核安全局，2012.
［2］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，20152011，31(1):61－67.
论文作者:阎玮
论文发表刊物:《当代电力文化》2019年第11期
论文发表时间:2019/10/16
标签：氢气论文; 事故论文; 隔间论文; 破口论文; 浓度论文; 风险论文; 控制系统论文; 《当代电力文化》2019年第11期论文;