先進壓水堆核電廠嚴重事故氫氣控制研究.pdf

1、日本福島核電廠核泄漏事故后，核電廠嚴重事故下氫氣風(fēng)險及控制問題再一次成為業(yè)界關(guān)注的熱點。對于先進壓水堆而言，非能動安全特性是其顯著特點，且嚴重事故下的緩解措施與傳統(tǒng)壓水堆存在較大差異，使得先進壓水堆的氫氣源項、氫氣在安全殼的遷移以及對氫氣控制系統(tǒng)的要求都有顯著的特點。因此，針對非能動先進壓水堆核電廠開展嚴重事故工況下的氫氣源項及氫氣風(fēng)險控制研究是滿足三代核電廠嚴重事故管理要求的重要課題之一，可為嚴重事故管理的實施提供技術(shù)基礎(chǔ)。
　

2、　本論文圍繞基本分析模型，建立了非能動先進壓水堆核電廠集總參數(shù)模型，對典型嚴重事故序列氫氣源項進行了系統(tǒng)性分析，從嚴重事故管理的角度對氫氣控制系統(tǒng)的消氫能力進行研究，提出了適用于非能動先進壓水堆核電廠的氫氣控制優(yōu)化方案，最后對局部隔間的氫氣燃燒載荷進行研究。
　　本論文主要研究內(nèi)容和研究結(jié)論包括：
　?。?）建立和驗證了耦合非能動安全特性的先進壓水堆核電廠集總參數(shù)模型。該耦合分析模型包括反應(yīng)堆主回路系統(tǒng)、非能動堆芯注射系統(tǒng)、

3、非能動余熱排出系統(tǒng)、ADS卸壓系統(tǒng)、安全殼及非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）。利用國外非能動安全殼大型試驗數(shù)據(jù)建立了該試驗裝置結(jié)構(gòu)模型以及冷凝機理模型，對安全殼干態(tài)和濕態(tài)工況下的安全殼響應(yīng)進行分析，通過不同質(zhì)能釋放工況的模擬以及與試驗測量值的比對，驗證了PCS冷凝機理模型的可用性。針對所建立的先進壓水堆核電廠模型，通過開展系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)運行的調(diào)試、設(shè)計基準事故比對分析以及嚴重事故工況比對，驗證了先進壓水堆核電廠模型的可靠性，表明所建立的集總參數(shù)

4、模型可用于后續(xù)的氫氣風(fēng)險控制研究工作。
　?。?）典型嚴重事故序列的氫氣源項研究?；诖_定論分析、核電廠一級PRA結(jié)果以及非能動先進壓水堆事故特點，分別選取壓力容器內(nèi)滯留（IVR）有效及IVR失效工況下的典型嚴重事故序列，包括DVI管線破裂事故、大破口失水事故、熱段3/8英寸破口、喪失主給水、熱段2英寸破口始發(fā)嚴重事故序列及破口大小、破口位置和安注系統(tǒng)是否有效等影響因素，進行熱工水力及氫氣源項特性研究。分析表明：IVR有效工況下，

5、不同始發(fā)嚴重事故的產(chǎn)氫量不同，大破口失水事故，由于堆芯再淹沒過程中氫氣快速產(chǎn)生，可達到100％活性區(qū)鋯水反應(yīng)產(chǎn)氫量；IVR失效工況下，壓力容器失效后發(fā)生堆芯熔融物與堆腔混凝土的反應(yīng)。
　?。?）典型嚴重事故序列下點火器消氫能力分析。研究氫氣在安全殼空間的遷移特性及氫氣濃度的基礎(chǔ)上，以典型的DVI管線破裂疊加內(nèi)置換料水箱重力注水再循環(huán)失效、熱段2英寸破口疊加ADS自動卸壓失效、大破口失水事故疊加重力注水有效以及熱段2英寸破口疊加安注

6、失效且PCS水冷失效的工況，建立了氫氣燃燒模型，采用點火器作為氫氣控制手段，分析了點火器消氫的有效性，表明IVR有效工況下，氫氣點火器持續(xù)有效，可以去除安全殼內(nèi)的氫氣，緩解氫氣風(fēng)險；在IVR失效工況下，由于大量水蒸汽的存在，制約了點火器的消氫效果。
　　（4）氫氣風(fēng)險負面效應(yīng)分析。由于PCS對安全殼內(nèi)氫氣濃度分布負面作用較大，PCS導(dǎo)出安全殼內(nèi)熱量時，使得安全殼大氣中的水蒸汽濃度由于迅速冷凝而大大降低，從而使得安全殼內(nèi)的氫氣濃度增

7、加。通過對產(chǎn)氫量達到100%活性區(qū)鋯水反應(yīng)時，恢復(fù)PCS水冷功能的氫氣燃燒風(fēng)險評估表明，PCS在事故后期的投入會極大增加氫氣爆炸的風(fēng)險，并可能挑戰(zhàn)安全殼完整性。針對一回路卸壓對氫氣風(fēng)險的負面效應(yīng)進行分析，表明不恰當?shù)男秹捍胧┛赡茉黾託錃馊紵L(fēng)險，建議在非能動先進壓水堆核電廠嚴重事故管理指南（SAMG）一回路卸壓策略中，優(yōu)先考慮采用ADS4級閥門實施降壓措施向環(huán)路隔間排放，既可實現(xiàn)一回路卸壓目的，又可以避免由于ADS1-3級開啟而產(chǎn)生IR

8、WST隔間內(nèi)的氫氣風(fēng)險問題。
　　（5）基于對氫氣控制系統(tǒng)運行時間要求，以及嚴重事故管理措施研究了安全殼嚴重挑戰(zhàn)狀態(tài)下的氫氣風(fēng)險控制，表明由于PCS水冷失效使得安全殼處于嚴重挑戰(zhàn)狀態(tài)，根據(jù)嚴重挑戰(zhàn)指南SCG-2和SCG-3采取相應(yīng)措施也不能從根本上消除氫氣風(fēng)險?；诖颂岢隽瞬捎梅悄軇託錃鈴?fù)合器進行氫氣風(fēng)險控制的優(yōu)化方案，并對其消氫特性進行了評估。
　?。?）主泵隔間局部氫氣燃燒風(fēng)險評估。對于局部氫氣燃燒問題，建立了主泵隔間三

9、維分析模型，并采用美國Lawrence-Livermore國家實驗室進行評估氫氣點火器性能的試驗數(shù)據(jù)對所建立的數(shù)值模擬模型進行了驗證，對不同氫氣濃度和不同點火器位置下的燃燒熱載荷進行了詳細模擬，表明氫氣在較高濃度下點燃，可產(chǎn)生較高溫度載荷，點火位置位于隔間中部和底部，產(chǎn)生的火焰較大，燃燒劇烈。相關(guān)工作可以為點火器的具體布置方案提供技術(shù)支持。
　　本論文全面系統(tǒng)地研究了非能動先進壓水堆核電廠集總參數(shù)模型的可用性，典型嚴重事故序列的氫