李漢辰，石雪垚，陳巧艷，王賀南

(中國核電工程有限公司，北京100840)

百萬千瓦級壓水堆嚴重事故下局部隔間氫氣風險分析

李漢辰，石雪垚，陳巧艷，王賀南

(中國核電工程有限公司，北京100840)

核安全法規(guī)要求控制嚴重事故下核電廠安全殼內(nèi)的氫氣濃度。除安全殼整體外，局部隔間的氫氣濃度同樣是關注的重點。本文采用一體化嚴重事故分析程序對百萬千瓦級壓水堆核電廠安全殼局部隔間進行建模，分析了不同事故下的氫氣風險。結果表明，嚴重事故下部分隔間短時間內(nèi)可能存在燃燒風險。本文對降低燃燒風險的方法進行分析計算和篩選，得出的結論可以為安全殼隔間的設計優(yōu)化提供參考依據(jù)。

氫氣風險；嚴重事故；局部隔間

核電廠發(fā)生嚴重事故時會因堆內(nèi)構件的氧化而產(chǎn)生大量氫氣。短時間內(nèi)的氫氣快速釋放會造成安全殼內(nèi)部氫氣積聚，可能發(fā)生氫氣燃燒或爆炸等現(xiàn)象，嚴重威脅安全殼的完整性以及設備的可用性。

國家核安全局頒布的HAF102《核動力廠設計安全規(guī)定》以及《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》中明確指出須應對核電廠安全殼內(nèi)氫氣風險設計相關緩解措施，并要求避免安全殼完整性因局部區(qū)域氫氣積聚后可能產(chǎn)生的燃燒或爆炸而破壞。[1-3]

根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.34(f) (2) (ix)的要求，核電廠氫氣控制系統(tǒng)需能夠應對相當于100%鋯水反應所產(chǎn)生的氫氣，并確保安全殼大空間內(nèi)均勻分布的氫氣體積濃度不超過10%。[4]除安全殼大空間外，氫氣風險分析同樣關注局部隔間內(nèi)的大氣狀態(tài)。本文以百萬千瓦級壓水堆核電廠為研究對象，采用一體化嚴重事故分析程序，對嚴重事故下穩(wěn)壓器、波動管以及卸壓箱等所在隔間進行氫氣風險分析。[5]

1 模型建立

壓水堆核電廠安全殼內(nèi)，穩(wěn)壓器隔間、波動管隔間以及卸壓箱隔間分布在第三至第五層，具體位置與連通情況如下：

? 穩(wěn)壓器隔間水平方向上與相鄰設備間間相連，垂直方向向上連接安全殼穹頂空間，向下連接波動管隔間，中間被樓板隔斷，樓板上有流道；

? 波動管隔間在水平方向上通過流道與主泵隔間相連，在底板上與卸壓箱隔間相連，上部與穩(wěn)壓器隔間相連；

? 卸壓箱隔間水平方向上與環(huán)廊以及蒸汽發(fā)生器隔間相連；豎直方向與波動管隔間相連；

本文采用基于集總參數(shù)法的一體化嚴重事故分析程序MAAP4對福清5號核電機組進行建模。建模范圍包括反應堆堆芯、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)以及安全殼等。圖1給出了安全殼模型節(jié)點劃分示意圖，如圖所示，將安全殼模型劃分為25個控制體。根據(jù)本文的分析目的，將重點關注的穩(wěn)壓器、波動管、卸壓箱所在隔間分別劃分為單獨的控制體。表1給出了各個控制體的編號與名稱。

圖1 安全殼控制體劃分Fig.1 Compartments control volume nodalization

No名稱No名稱No名稱1堆坑10卸壓箱隔間19大空間1-22環(huán)路1主泵隔間11下部設備間20大空間1-33環(huán)路1SG隔間12IRWST21大空間2-14環(huán)路2主泵隔間13上部環(huán)廊22大空間2-25環(huán)路2SG隔間14下部環(huán)廊23大空間2-36環(huán)路3主泵隔間15CIS水箱24穹頂空間7環(huán)路3SG隔間16設備間25PCS空間8穩(wěn)壓器隔間17換料水池9波動管隔間18大空間1-1

2 事故序列選取與假設

卸壓箱隔間存在的氫氣風險主要來源于核電廠發(fā)生的全廠斷電事故、喪失給水事故等高壓事故序列。由于堆芯余熱未能成功導出，造成反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力處于較高水平。穩(wěn)壓器安全閥不斷反復開啟與關閉，最終卸壓箱爆破膜失效，堆內(nèi)構件與冷卻劑反應產(chǎn)生的氫氣由此進入安全殼。對于波動管隔間，其自由容積較小且對外流通條件較差，除上述幾種事故產(chǎn)生的氫氣從卸壓箱隔間流入外，發(fā)生波動管斷裂事故造成的氫氣釋放也是波動管隔間的主要風險之一。喪失給水事故與全廠斷電事故相比，停堆時間較晚，堆芯衰變熱較大，堆芯熔化時刻較早。在安全殼噴淋作用下，氫氣濃度更高。因此，根據(jù)本文研究目的選取喪失給水事故和波動管斷裂事故進行對比分析。各事故序列假設如表2所示。

表2 事故序列假設

3 計算結果與分析

事件序列計算結果見表3。

表3 事件序列

3.1 喪失給水事故

計算結果見圖2至圖4。

圖2 堆內(nèi)產(chǎn)氫質量Fig.2 H2 generation in core

圖3 氫氣體積份額Fig.3 H2 fraction in compartments

整個事故過程中，壓力容器內(nèi)共產(chǎn)生553.9kg氫氣，氫氣在卸壓箱爆破膜破裂后進入卸壓箱隔間，造成卸壓箱隔間出現(xiàn)若干氫氣濃度峰值，其中氫氣濃度峰值為35.8%，波動管隔間的最高氫氣濃度達到了35.4%，穩(wěn)壓器隔間的最高氫氣濃度為11.4%，安全殼大空間區(qū)域氫氣濃度混合較均勻，最高的氫氣濃度為4.4%。

從圖4可以看出，雖然短時間內(nèi)卸壓箱隔間、波動管隔間氫氣濃度明顯升高，但由于大量水蒸氣從卸壓箱中噴放進入隔間，隔間大氣狀態(tài)僅短時間進入快燃區(qū)，上述隔間以及穩(wěn)壓器隔間內(nèi)不存在氫氣燃爆風險。

3.2 波動管斷裂事故

波動管雙端剪切斷裂事故與上述其他事故相比較為特殊。由于破口面積較大，一回路冷卻劑在較短時間內(nèi)排空，堆芯產(chǎn)氫總量相對較低。但由于一回路破口發(fā)生在自由空間較小的波動管隔間內(nèi)，因而該隔間內(nèi)氫氣濃度較高。計算結果見圖5至圖7。

圖4 喪失給水事故安全殼隔間大氣狀態(tài)Fig.4 Shapiro of compartments during LOFW

圖5 堆內(nèi)產(chǎn)氫質量Fig.5 H2 generation in core

圖6 氫氣體積份額Fig.6 H2 fraction in compartments

圖7 穩(wěn)壓器波動管斷裂事故安全殼隔間大氣狀態(tài)Fig.7 Shapiro of compartments during pressurizer surge line break accident

從圖6和圖7可以看出，波動管隔間有近1000s時間保持高氫氣濃度。水蒸氣濃度無法使空間大氣惰化，波動管隔間存在較大的快燃風險。

4 敏感性分析

卸壓箱、穩(wěn)壓器波動管所在隔間的體積較小，對外流通較差，事故后由于卸壓箱爆破膜的失效或波動管斷裂后的質能釋放，會不可避免的在其中形成較高的氫氣濃度。隨著安全殼內(nèi)大氣的流通，氫氣濃度會很快下降。通過上述計算結果可以看出，喪失給水事故由于氫氣產(chǎn)量大，釋放速度快，造成卸壓箱隔間的氫氣濃度較高；波動管斷裂事故質能噴放劇烈且發(fā)生在狹小空間內(nèi)，大氣狀態(tài)維持在快燃區(qū)內(nèi)的時間較長。

為了研究安全殼局部隔間之間的流道以及隔間自由容積對氫氣濃度峰值的影響，本節(jié)通過敏感性分析為后續(xù)安全殼隔間的設計提供參考。

4.1 卸壓箱隔間敏感性分析

4.1.1 隔間容積假設

卸壓箱隔間位于波動管隔間正下方，由于卸壓箱本身體積所限，該房間自由容積僅有約250m3。與卸壓箱隔間相鄰小隔間內(nèi)僅布置了少量管道，因此在對卸壓箱隔間容積做敏感性分析時考慮將其與卸壓箱隔間合并。新隔間容積為400m3。

4.1.2 流通面積假設

如前文所述，卸壓箱隔間豎直方向上與波動管隔間相連，水平方向上與環(huán)路1蒸汽發(fā)生器隔間以及環(huán)廊相連。由于各隔間之間的流通面積尺寸涉及結構、熱工、屏蔽等諸多因素限制，因而對該尺寸敏感性分析的取值過大并無實際意義。結合工程經(jīng)驗及現(xiàn)實因素，卸壓箱隔間通向上述三個空間的流通面積改動前后如表4所示。

表4 隔間流通面積數(shù)據(jù)

4.1.3 卸壓箱隔間敏感性分析

將增大卸壓箱隔間容積(流通面積不變)、增大隔間流通面積(隔間容積不變)計算結果與原設計方案相對比，結果如圖8至圖10所示。

圖8 穩(wěn)壓器隔間氫氣濃度Fig.8 H2 fraction in pressurizer compartment

圖9 波動管隔間氫氣濃度Fig.9 H2 fraction in surge line compartment

由圖8至圖10可以看出，增大卸壓箱隔間容積對降低隔間內(nèi)氫氣濃度的效果并不明顯；增大卸壓箱隔間向安全殼其他空間的流通面積可有效降低穩(wěn)壓器、波動管以及卸壓箱隔間內(nèi)的氫氣濃度；增大卸壓箱隔間至環(huán)路1 SG隔間、卸壓箱隔間至上部環(huán)廊的流通后，會使上述隔間的氫氣濃度有所上升，由圖11可知，此時氫氣濃度仍保持在可接受水平。

圖10 卸壓箱隔間氫氣濃度Fig.10 H2 fraction in relief tank compartment

圖11 蒸汽發(fā)生器隔間及上部環(huán)廊氫氣濃度對比Fig.11 Comparison of H2 fraction in SG compartment and upper annular

增大卸壓箱容積方案中，盡管隔間內(nèi)氫氣濃度在短時間內(nèi)較高，但穩(wěn)壓器、波動管、卸壓箱隔間的大氣狀態(tài)僅會短暫維持在慢燃區(qū)內(nèi)；增大流通面積方案中，各隔間內(nèi)的大氣狀態(tài)均保持在可燃區(qū)以外。

4.2 波動管隔間敏感性分析

由3.2節(jié)分析可以看出，發(fā)生波動管斷裂事故時，盡管波動管隔間大氣狀態(tài)點尚未進入燃爆區(qū)，但在快燃區(qū)內(nèi)滯留時間長達1000s左右，應引起重點關注。因此，基于上一節(jié)得出的結論，考慮在現(xiàn)有基礎上加大該隔間對周圍隔間的流通面積，特別是加強通向其上部穩(wěn)壓器隔間的流通。

本節(jié)考慮了穩(wěn)壓器隔間與波動管隔間之間三種流通面積不同的設計方案，將分別對方案A(原設計1.3m2)、方案B(2.5m2)和方案C(5m2)進行對比，得出較為理想可行的計算結果。

圖12至圖14分別為上述三種方案的穩(wěn)壓器隔間、波動管隔間以及卸壓箱隔間氫氣濃度計算結果。方案A計算結果見圖7，方案B與方案C對應的隔間大氣狀態(tài)見圖15與圖16。

圖12 穩(wěn)壓器隔間氫氣濃度Fig.12 H2 fraction in surge line compartment

圖13 波動管隔間氫氣濃度Fig.13 H2 fraction in surge line compartment

圖14 卸壓箱隔間氫氣濃度Fig.14 H2 fraction in relief tank compartment

由圖12至圖14可以看出，在增大穩(wěn)壓器隔間至波動管隔間之間的流通面積后，穩(wěn)壓器隔間氫氣濃度并無顯著升高現(xiàn)象，而波動管隔間氫氣濃度明顯降低。從圖7、圖15及圖16的對比可以看出，增大波動管向上流通的方法可以使隔間狀態(tài)偏離快燃區(qū)。

5 結論

針對嚴重事故下安全殼局部隔間氫氣風險分析需求，本文選取了喪失給水事故和波動管斷裂事故等嚴重事故序列進行計算分析。

從計算結果可以看出，上述部分事故序列有氫氣濃度較高的情況出現(xiàn)，但同時伴隨著水蒸氣濃度較高或氫氣濃度高、持續(xù)時間短等因素，經(jīng)過分析可以排除隔間內(nèi)發(fā)生氫氣燃爆的可能。喪失給水事故中，穩(wěn)壓器隔間、波動管隔間、卸壓箱隔間較短時間內(nèi)存在慢燃風險；波動管斷裂事故中，波動管隔間存在快燃風險，穩(wěn)壓器隔間、卸壓箱隔間存在慢燃風險。

經(jīng)敏感性分析可以得出以下結論：

1) 增大隔間容積對降低局部隔間氫氣濃度緩解效果不明顯；

圖15 方案B隔間大氣狀態(tài)Fig.15 Shapiro of Scheme B

圖16 方案C隔間大氣狀態(tài)Fig.16 Shapiro of Scheme C

2) 適當增大卸壓箱隔間與其他隔間的流通面積可以一定程度上降低卸壓箱隔間氫氣濃度，且由此帶來其他隔間氫氣濃度的上升結果可以接受；

3) 增大穩(wěn)壓器隔間與波動管隔間之間的流通面積可以有效降低波動管隔間氫氣濃度，并縮短可能發(fā)生快燃的時間。結合核電廠實際情況，波動管隔間與穩(wěn)壓器隔間之間的流通面積應保持在5m2左右。

后續(xù)工作將基于現(xiàn)有結論，采用計算流體力學程序建立更詳細的三維模型，對局部隔間氫氣風險進行綜合分析。

[1] 國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求[S]. 國家核安全局,2012.

[2] 國家核安全局.HAF102 核動力廠設計安全規(guī)定[S]. 國家核安全局,2004.

[3] 國家能源局.NB/T 20031—2010. 壓水堆核電廠事故后安全殼內(nèi)氫氣濃度的控制[S]. 國家能源局, 2010.

[4] Hydrogen control and risk analysis standard of 10 CFR, 50 [S]. US: NRC, 1977.

[5] 濮繼龍.壓水堆核電廠安全與事故對策[M].北京：原子能出版社,1995.

Local Compartments Hydrogen Risk Analysis during Severe Accident of 1000MWe PWR

LI Han-chen，SHI Xue-yao，Chen Qiao-yan，Wang He-nan

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China)

The hydrogen concentration control of NPP containment during severe accident is required by nuclear safety laws and regulations. However, except for the whole space of containment, some local compartments are also concerned equally. This paper is based on the hydrogen risk calculation of 1000MW PWR containment model during several severe accident sequences, which is developed by the integration severe accident analyses code. The result shows that the hydrogen risk may last a short period in some compartment. The way of risks reduce is analyzed and compared. Result of this paper also could be reference for containment compartment improvement design.

Hydrogen risk；Severe accident；Local compartment

2016-02-26

李漢辰(1988—)，男，北京人，助理工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電廠嚴重事故分析工作

TL364

A

0258-0918(2016)06-0827-09