田立國（三門核電有限公司，浙江三門 317112）

AP1000事故情況下的氫氣控制

田立國
（三門核電有限公司，浙江三門 317112）

壓水堆核電站在事故情況下，氫氣往往成為威脅安全殼完整性的主要因素。AP1000主要采用了非能動自動催化氫氣復(fù)合器（PAR）加氫氣點火器的控制方法，并輔以安全殼空間稀釋、安全殼排氣和蒸汽惰化來防止可能產(chǎn)生的氫氣爆炸，從而達到在設(shè)計基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故下控制氫氣的目的。

AP1000 安全殼 氫氣控制 設(shè)計基準(zhǔn)事故 嚴(yán)重事故壓水堆核電站在事故情況下，氫氣往往成為威脅安全殼完整性的主要因素。2011年日本福島事故中即是因為反應(yīng)堆失去冷卻，燃料燒毀，大量氫氣釋放到反應(yīng)堆廠房內(nèi)，氫氣濃度超過限值，4臺機組接連發(fā)生反應(yīng)堆外廠房爆炸，導(dǎo)致放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。

AP1000作為第三代核電技術(shù)，設(shè)置了專門的安全殼氫氣控制系統(tǒng)，并在具體的應(yīng)急運行規(guī)程和嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中給出了設(shè)計基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故條件下，各種控制安全殼內(nèi)的氫氣濃度方法，以便在事故情況下保障安全殼的完整性。

1　事故情況下安全殼內(nèi)的氫氣來源

發(fā)生事故后，安全殼內(nèi)氫氣來源及產(chǎn)生方式主要有：

（1）燃料包殼的鋯水反應(yīng)。LOCA或者嚴(yán)重事故期間，堆芯喪失冷卻，燃料元件的溫度升高甚至熔化，燃料包殼與周圍的冷卻劑或者水蒸氣發(fā)生鋯水反應(yīng)，產(chǎn)生H2。燃料包殼的鋯水反應(yīng)方程式如下：

Zr+2H2O→ZrO2+H2+熱量

（2）堆芯-混凝土反應(yīng)。在發(fā)生嚴(yán)重事故情況下，堆芯熔化，熔化的堆芯可能會向下熔穿壓力容器底部，造成壓力容器失效，堆芯熔融物與安全殼內(nèi)的混凝土發(fā)生反應(yīng)也將產(chǎn)生大量的H2，產(chǎn)生的氫氣量與安全殼內(nèi)混凝土底板的成分密切相關(guān)。

（3）水的輻照分解。水的輻照分解產(chǎn)生氫氣的速率取決于冷卻劑吸收能量的速率，總的輻照分解反應(yīng)方程式如下：

（4）結(jié)構(gòu)材料的腐蝕。事故后，安全殼內(nèi)可能由于鋁、鋅等金屬與冷卻劑作用，腐蝕產(chǎn)生氫氣。腐蝕反應(yīng)方程式如下：

（5）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中溶解氫的釋放。在電廠正常運行期間，核電站向一回路冷卻劑中添加高壓氫氣以抑制水的輻照分解，事故后溶解于反應(yīng)堆冷卻劑中的氫氣也會向安全殼大氣釋放。

在發(fā)生嚴(yán)重事故后，假設(shè)100%的燃料包殼與水或水蒸氣發(fā)生反應(yīng)，在這種情況下，盡管也會由于輻照分解和腐蝕產(chǎn)生氫氣，但鋯水反應(yīng)是安全殼內(nèi)氫氣的主要貢獻者，產(chǎn)生的氫氣主要從第四級自動泄壓系統(tǒng)和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)破口處向安全殼釋放。就AP1000而言，100%活性區(qū)鋯包殼與水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣量約為788kg。當(dāng)堆芯滯留系統(tǒng)失效導(dǎo)致發(fā)生堆芯熔融物與混凝土發(fā)生反應(yīng)時，也將產(chǎn)生大量的氫氣，導(dǎo)致產(chǎn)生的氫氣總量將超過100%燃料鋯水反應(yīng)的產(chǎn)氫量。

2　安全殼內(nèi)氫氣控制

在發(fā)生事故后，產(chǎn)生的氫氣與安全殼內(nèi)的空氣混合，根據(jù)H2濃度的不同，會產(chǎn)生兩種不同的反應(yīng)。一種為燃燒，當(dāng)H2濃度達到4%的燃燒下限時，H2與O2發(fā)生燃燒，燃燒時火焰前沿的傳播速度為亞音速；另一種為爆炸，爆炸是傳播速度超過聲速的燃燒，當(dāng)高濃度的H2和O2充分混合后遇到點火源就會發(fā)生爆炸。爆燃爆炸轉(zhuǎn)變（DDT）認為是AP1000安全殼內(nèi)唯一可能造成爆炸的機理。在Sandia的FLAME試驗裝置已經(jīng)測得發(fā)生DDT的最低氫氣濃度為15%，而且美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.44要求限制氫氣濃度小于10%，因此如果氫氣濃度小于10%，對安全殼整體來說，發(fā)生DDT的可能性為零。此外，氫氣燃燒濃度與空氣中的水蒸氣的濃度有關(guān)，水蒸氣的濃度越大，燃燒或者爆燃的所需要的H2濃度就越大，水蒸氣相當(dāng)于H2燃燒的惰化劑。

根據(jù)氫氣的燃燒特性，AP1000主要采用了非能動自動催化氫氣復(fù)合器（PAR）加氫氣點火器的控制方法，并輔以安全殼空間稀釋、安全殼排氣風(fēng)和蒸汽惰化等方法來防止可能產(chǎn)生的氫氣爆炸。

2.1安全殼的稀釋作用

AP1000安全殼的自由容積為58331m3，相比反應(yīng)堆功率相同的壓水堆核電廠明顯增大。自由容積的增大為氫氣的稀釋和安全殼內(nèi)的降壓提供了有利條件。另外AP1000反應(yīng)堆廠房在設(shè)計時考慮了設(shè)備及間隔的布置，防止局部區(qū)域氫氣濃度聚集。

2.2非能動自動催化氫氣復(fù)合器

針對設(shè)計基準(zhǔn)事故，系統(tǒng)設(shè)置了兩臺安全級的非能動自動催化氫氣復(fù)合器（PAR）。PAR的結(jié)構(gòu)非常簡單，并且沒有能動部件，也不依賴電源或者其他支持系統(tǒng)，當(dāng)存在反應(yīng)物（氫氣和氧氣）時自動啟動。在有鈀之類的催化金屬存在時，即使在溫度低于（0℃）時“催化燃燒”也能發(fā)生并且不受惰化環(huán)境的影響。

當(dāng)催化劑保持干燥時，只要氫氣、氧氣存在，PAR就立即開始復(fù)合。如果催化劑材料是濕的，那么PAR的啟動會有短暫延遲。相對于設(shè)計基準(zhǔn)事故后，PAR必須控制氫氣積累的時間（幾天至幾周），其延遲時間是很短的。在事故早期，可燃氣體濃度形成之前，復(fù)合過程能在室溫或升高的溫度下發(fā)生。PAR在大范圍的環(huán)境溫度、反應(yīng)物濃度和蒸氣惰性（蒸氣濃度大于50%）時均有效。PAR安裝在安全殼內(nèi)高于操作平臺的區(qū)域，布置點位于安全殼內(nèi)均勻混合區(qū)域并且遠離了可能的蒸汽快速向上流動區(qū)域，如環(huán)路間隔上方氣團上升區(qū)域。在發(fā)生設(shè)計基準(zhǔn)事故期間，只需一套PAR運行，就能提供足夠的能力來維持氫氣濃度低于4%限值。事故后長期恢復(fù)階段，可繼續(xù)通過PAR的運行將使氫氣濃度減少到約0.3%。

2.3氫氣點火器

設(shè)計基準(zhǔn)事故假設(shè)只有1%的包殼發(fā)生鋯水反應(yīng)，可以通過PAR將氫氣濃度降低到安全值以下。當(dāng)發(fā)生嚴(yán)重事故時，氫氣的產(chǎn)生率可能大大超過氫氣復(fù)合器能力，從而導(dǎo)致安全殼內(nèi)氫氣濃度快速上升并可能超過可燃濃度限值。此時復(fù)合器已不能滿足要求，對此AP1000設(shè)置了氫氣點火器。

AP1000核電廠共設(shè)置了66個氫氣點火器，布置在安全殼內(nèi)可能的氫氣釋放區(qū)域、流通區(qū)域或可能積累的區(qū)域。為了防止氫氣點火器單一故障導(dǎo)致局部區(qū)域喪失消氫能力，在需要布置點火器的氫氣潛在釋放區(qū)域或間隔，以及安全殼封閉區(qū)域內(nèi)都至少布置了2個氫氣點火器。氫氣點火器布置在遠離安全殼殼體的位置，采用混凝土墻作為實體上的隔離，防止擴散火焰加速對安全殼殼體的沖擊。氫氣點火器的布置充分考慮了安全殼內(nèi)的構(gòu)筑物結(jié)構(gòu)、氫氣的燃燒特性以及氫氣燃燒對周圍構(gòu)筑物和設(shè)備的影響。

氫點火器分成兩組，每組33個，由不同電源序列供電。由于點火器專門應(yīng)用于嚴(yán)重事故，因此為非安全級設(shè)備。正常情況下，每組電源都由發(fā)電機或廠外電源供應(yīng)；當(dāng)發(fā)電機和廠外電源喪失時，每組電源分別由廠內(nèi)非IE級的備用柴油發(fā)電機中的一臺供電；當(dāng)備用柴油發(fā)電機也不可用時，由非1E級的蓄電池組為每組點火器提供大約4小時的點火運行支持。

點火器無自動驅(qū)動設(shè)置，需要操縱員根據(jù)電站狀態(tài)手動投入。點火器可通過反應(yīng)堆控制系統(tǒng)（PLS）、多樣化驅(qū)動系統(tǒng)（DAS）以及就地的氫氣點火器控制盤上手動驅(qū)動，三種不同的驅(qū)動方式，最大程度上保證了成功觸發(fā)氫氣點火器。

根據(jù)計算分析，如果按照應(yīng)急運行規(guī)程（EOP）和嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）的指導(dǎo)，氫氣點火器能夠成功動作，可以在嚴(yán)重事故時將安全殼內(nèi)的氫氣濃度限制在低于10%的氫氣濃度，防止氫氣濃度達到爆燃爆炸轉(zhuǎn)變（DDT）點。

2.4安全殼惰化和排氣

在實際事故進程中，可能由于點火器失效或其他原因，導(dǎo)致在事故初期點火系統(tǒng)未能啟動，而在事故發(fā)生后某個時刻才恢復(fù)運。在這期間，如果發(fā)生堆芯熔化和堆芯混凝土反應(yīng)，安全殼內(nèi)的氫氣濃度可能會超過10%甚至是15%。在這種條件下，如果在安全殼內(nèi)有點火源出現(xiàn)而導(dǎo)致氫氣爆炸，將嚴(yán)重威脅安全殼的完整性，進而可能導(dǎo)致大量的放射性物質(zhì)釋放，造成嚴(yán)重后果。

根據(jù)經(jīng)驗數(shù)據(jù)，當(dāng)安全殼內(nèi)蒸汽濃度超過53%時空氣將被惰化，安全殼氫氣將不會燃燒。因此當(dāng)安全殼氫氣濃度進入安全殼嚴(yán)重威脅區(qū)域時可通過蒸汽惰化來防止氫氣爆炸。安全殼惰化需要停止或減低安全殼冷卻系統(tǒng)及噴淋系統(tǒng)的運行，以提高蒸汽濃度，同時應(yīng)停止氫氣點火器、安全殼內(nèi)冷卻風(fēng)機及安全殼內(nèi)所有電動閥門的運行以防止氫氣爆炸。

此時，為了降低安全殼內(nèi)的氫氣總量，AP1000提供了安全殼排氣功能。通過排出安全殼內(nèi)的部分含氫氣體，退出嚴(yán)重威脅區(qū)域，從根本上緩解對安全殼的嚴(yán)重威脅。共有2條排氣通道可供選擇，在可用的前提下，其按優(yōu)先級排序如下：

（1）正常余熱排出系統(tǒng)通過乏燃料水池吸入管線排氣

（2）安全殼通風(fēng)排氣管線

決策制定者可根據(jù)事故時電廠的狀態(tài)，進行充分評估后選擇一條排氣通道。此外，非能動自動催化氫氣復(fù)合器在持續(xù)運行，也可通過長期的非能動催化復(fù)合過程降低氫氣濃度。

3　結(jié)語

AP1000的氫氣控制系統(tǒng)能夠?qū)崿F(xiàn)對安全殼內(nèi)的氫氣控制。在發(fā)生設(shè)計基準(zhǔn)事故時，通過非能動氫氣復(fù)合器能有效的減少氫氣濃度，防止氫氣濃度達到燃燒限值；當(dāng)發(fā)生嚴(yán)重事故情況時，可以通過氫氣點火器在氫氣濃度達到爆炸極限之前就使氫氣燃燒，從而防止氫氣爆炸；在發(fā)生嚴(yán)重事故同時點火器失效的情況下，通過蒸汽惰化和安全殼排氣，亦能確保安全殼的完整性。

［1］林千，周全福.AP1000核電廠氫氣點火器功能分析［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2012，01，46（01）.

［2］肖建軍，周志偉，經(jīng)榮清.基于火焰加速和燃爆轉(zhuǎn)變準(zhǔn)則的氫氣點火安全性研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2006，09，40（05）.