段東東

【摘 要】本文分析方家山核電廠在嚴重事故下，安全殼內(nèi)氫氣的產(chǎn)生來源、濃度分布，以及安全殼內(nèi)氫氣緩解系統(tǒng)的布置與工作效果，能否滿足核電廠安全殼完整性要求，并符合國際和國內(nèi)相關(guān)法規(guī)要求，論證方家山核電廠安全殼內(nèi)氫氣緩解系統(tǒng)的有效性。

【關(guān)鍵詞】方家山；安全殼；氫氣；復(fù)合器

中圖分類號： TL364.3 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）03-0202-002

Generation and Mitigation of Hydrogen in Containment under Severe Accidents in Fangjiashan Nuclear Power Plant

DUAN Dong-dong

（Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Haiyan， Zhejiang 314300， China）

【Abstract】This paper analyzes the origin and concentration distribution of hydrogen in containment under the serious accident of Fangjiashan nuclear power plant and the disposition and working effect of hydrogen mitigation system in containment to meet the requirement of containment integrity of nuclear power plant and In line with international and domestic laws and regulations， demonstrating the effectiveness of hydrogen mitigation system in containment of Fangshan nuclear power plant.

【Key words】Fang Hill； Containment； Hydrogen； Complex

0 引言

發(fā)生嚴重事故后，大量氫氣釋放到安全殼內(nèi)，存在氫燃或氫爆的危險，威脅安全殼完整性。國內(nèi)外都針對嚴重事故下的氫氣緩解制定了新的核安全法規(guī)和標準，因此，開展嚴重事故下安全殼內(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重事故工況下的要求。

1 嚴重事故下氫氣的產(chǎn)生與分布

1.1 嚴重事故工況選擇

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《秦山核電廠擴建項目（方家山核電工程）嚴重事故情況下安全殼內(nèi)氫氣濃度分布分析計算》中所選取的有代表性的嚴重事故計算工況為：

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 嚴重事故下氫氣的分布

嚴重事故下，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，氫氣沿穹頂壁面運動后進入下空間的速度大，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、運行層附近存在較高的氫氣濃度。

2 嚴重事故下安全殼內(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，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)備對大氣進行取樣、混合和復(fù)合。

2.3 EUH復(fù)合器消氫

每個機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累計消氫能力為1731.84kg，產(chǎn)氫量最大的嚴重事故12小時的總產(chǎn)氫量1610kg。計算是考慮相當于100%鋯包殼金屬-水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣量，而實際嚴重事故下產(chǎn)氫量遠低于此，所以經(jīng)過保守計算得到的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遠超出嚴重事故下的產(chǎn)氫量。

3 結(jié)論

方家山核電廠氫氣緩解設(shè)計理念符合國際主流先進設(shè)計思路，并且消氫能力滿足要求。嚴重事故工況下，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】

[1]中國核動力研究設(shè)計院.《方家山核電工程（秦山核電廠擴建項目）事故工況下安全殼內(nèi)產(chǎn)氫量計算報告》2006.11.

[2]上海核工程研究設(shè)計院.《方家山核電工程（秦山核電廠擴建項目）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.《秦山核電廠擴建項目（方家山核電工程）嚴重事故情況下安全殼內(nèi)氫氣濃度分布分析計算》 2012.01.