百万千瓦级压水堆严重事故下局部隔间氢气风险分析

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严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析

ｄｆａｒｔｏｅｌｇａｉｎ，ｔａｈｓｎｕｅｙｓｌｂｅｋｌＳ — ｆｃｏａｔａｃｄｎ（ＢＬｈｎｔｏｅｉｄｃｄｂｍａｌｒａＯＳｏ—ｏｌｎｃｉｅｔＳ＿ＯＣＡ） —
ａｄｓａｉｎｂａｋｕＳＯ）Ｗｉｈｆｅｔｏｈｓｕｄｈｄｏｅｏｔｏｙｔｍ，ｎｔｔｌｃｏｔ（Ｂ．ｏｔｔｅｅｆｃｆｔｅａｓｍｅｙｒｇｎｃｎｒｌｓｓｅｈ
重事故堆芯快速熔化，考虑１０锆一反应产氢量的条件下，破口失水始发事故氢气风险较大，在０水大有可能发生氢气快速燃烧；氢气控制系统作用下，生大破口失水始发严重事故时，全壳内平均氢气在发安
中图分类号：３４４ＴＬ６．文献标志码：Ａ文章编号：００６３（０８１—１９０１０—９１２０）２１０ —６
ＰｒｌｍｉａｙＡｎｌｓｓｏｙｏｅｓｎｅｉｎｒａｙｉｆＨｄｒｇｎＲｉｋａｄ
第４卷第１期２２
２０年１月０８２
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ．２。．２１４Ｎｏ１
Ｄｅ．２０ｃ０８
ＡｔｍｉｏｃＥｎｅｇｉｎｅａｄＴｅｈｎｏｒｙＳ险及氢气控制系统的初步分析

压水堆核电厂严重事故对策

文章编号：０５ —９６２０）６０ｌ５２８０２（０７０ —ｌ一００
压水堆核电厂严重事故对策
张松，庄文翠，臧希年
（华大学工程物理系，北京，１０８清００４）
摘要：描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（Ｇ）ｗ０严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（ＡＭＧ）ｓ的主控室导则、技术支持中，Ｓ）Ｌ（Ｃ使用导则、计算辅助Ｔ导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。
关键词：压水堆核电厂；严重事故；严重事故管理导则
中图分类号：３４．Ｌ６４文献标识码：Ａ
１引言
切尔诺贝利和三哩岛事故后，各核电国家更加重视严重事故对策研究。适用最广的是西屋用户集团的严重事故管理导则（ＧＳＭＧ。ＷＯＡ）本文通过调研，对严重事故过程及西屋用户集团的严重事故对策作了分析整理。
生器水位、主系统压力、芯温度、安全壳水位、堆
位下降到下栅板以下后，堆芯底部支撑将会失效，
熔融物将会落入下封头。熔融物与下封头内的冷
却剂接触，产生大量蒸汽，可能发生蒸汽爆炸。
如果熔融物仍不能被冷却，则随着熔融物的聚集，下封头将出现局部熔穿，熔融物落入堆坑，开始灼烧混凝土底板，释放出Ｈ、Ｏ、Ｏ等不可凝２ＣＣ２
喷射到安全壳大气空间。极限情况下，夹带物中
大量尚未氧化的金属如锆等，在喷射过程中被空

核电厂大LOCA始发严重事故下氢气源项的敏感性分析

参
数
名
参稳态计算值
数
值名义值功率，ＶＶＩＢ
稳压器压力脚ａ
层
堆芯热段
Ｉ
１５０１４０耻Ｊ又佯假１３０
图１ＭＥＣＬＯＲ程序中堆腔模型及边界条件
ＦｇＭＥＬｉ．１ＣＯＲＣａｉｖｔｙＭｏｅｎｄｌｄＢｏｎａｙａｕｄｒＣｏｄｔｎｎｉｏｉ
下腔室
１２０
栅元
箱、主泵、稳压器卸压箱以及其他连接管道等控
制体组成；二回路则由汽轮机以及连接管道控制
ｆ／ｌ／２／０／１ｌ／１／０／０／４０／１／３／
轴向层径向环 — 一下封头
体组成。系统节点图见图２。堆芯区域分为４个径向环。ｌ个轴向环，其中堆芯发热段为４３４一ｌ段。堆芯节点图见图３。２计算初始条件．５分析的事故工况为，在大破口失水事故发生后。除安注箱以外的所有安全设施均不能投入。事故计算前，对核电厂各系统进行了稳态调试，
中图分类号：Ｔ３４．Ｌ６４文献标识码：Ａ
１引言
压水堆中的氢气主要来源于严重事故中堆芯内的锆．水反应，以及下封头失效后掉入堆腔的熔融堆芯与堆腔混凝土之间的相互作用（Ｃ）ＭＣＩ。本文采用ＭＥＣＲ程序，６０ＬＯ以０ＭＷ级核电厂为研究对象，在以大破口失水事故为始发事件所引发的严重事故中，分析不同的破口位置及破口尺寸对堆芯锆冰反应及堆腔ＭＣＩ中氢气源Ｃ项的影响，并进行敏感性分析。

严重核事故下氢气调研报告

严重核事故下氢气调研报告引言：2011年3月日本福岛核电站由于地震引发氢气爆炸导致核泄漏发生，从而加强了核工业界对核电站中氢气安全和控制的重要性的认识．2012年国家能源局全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发项目，开展对包括核电厂氢气的分布及控制等方面的研究，以促进提高核电安全性．同年，国务院批复《核安全与放射性污染防治“十二五”规划2020年远景目标》明确强调：“对在严重事故下用于缓解事故的设备和系统的可用性以及可能发生的氢气爆炸进行评估、并根据评估结果实施相应改进”和“完善严重事故下安全壳或其他厂房内消氢系统的分析评估，并实施必要的改进”．一、氢气导致核事故的原因氢气可燃性——Hydrogen flammability：氢气破坏安全壳的风险主要取决于总的氢气浓度，大量的氢气聚集在安全壳容器空隙里在局部产生很高的氢气浓度并超过可燃界限，导致氢气燃烧甚至爆炸，将危及安全壳完整性，使放射性物质释放到环境中。

二、氢气来源压力容器内部氢气来源：•锆合金氧化过程中的氢气产生•钢氧化过程中的氢气产生•B 4C氧化过程中的氢气产生•再淹没和淬火过程中的氢气产生•堆芯熔融过程中的氢气产生•燃料和冷却剂相互作用过程中的氢气产生安全壳内部氢气来源•水的辐照分解•腐蚀反应•铀与蒸汽或水的反应•熔融堆芯与混凝土的反应•碎片与空气的反应三、严重事故下氢气燃烧及爆炸研究核电站发生严重事故时，会产生大量氢气，氢气的燃烧包含有很多不同的物理现象，如爆燃、爆炸、火焰加速和爆燃至爆轰的转变(DDT)．当发生严重事故时伴随着氢气的大量产生，安全壳内还有大量的水蒸气和空气.所以，安全壳内可燃性氢气-水蒸气-空气混合物的燃烧特性及点火条件将是研究的重要内容．由于全尺寸的氢气-水蒸气-空气混合物的燃烧实验费用高且危险性极大，所以针对核电站内严重事故下的氢气混合物燃烧的数值模拟越来越重要．湍流燃烧的模拟本身就是非常复杂的，其过程包含大量的相互作用的子过程，如湍流与化学反应．同时，由于尺度的变化，在直接模拟中安全壳的湍流燃烧仍然是一个艰巨的挑战.针对核电站严重事故下氢气燃烧危害性评估工具有两类：一类为集总参数法，一类为CFD方法．目前，国际上可以用于模拟严重事故过程中氢气燃烧现象的集总参数工具有法国的TOUNS Lp、德国的COCOSYS[2s]、美国CONTAINL和MELCORE，以及日本的Muphi—Burn等.集总参数法中模拟爆燃的模型为经验模型(empirical models)和现象模型(phenomenological models)．经验模型中燃烧时问和燃烧效率都是依据经验设定，并没有基于火焰传播的任何分析．而现象模型是复杂的流体动力学和化学计算与经验模型的折中．该模型中的火焰传播速率基于简化的火焰形状和燃烧速度经验公式．由于集总参数法无法模拟局部流场、局部湍流以及两者对燃烧速率的影响，所以集总参数方法不能预测安全壳内负载的细节．集总参数方法只能模拟火灾速度不超过100～200m／s的低速燃烧区域．相对于集总参数法，CFD方法可提供更加细节的信息．模拟安全壳内氢气爆燃过程的有两类模型：一类基于化学反应模型，另一类基于“林火”(forest fire)模型．在CFD代码中基于化学反应模型方法应用最为广泛，其可以归结为两种方法：一种方法较为简单，主要采用直接建模的平均化学反应求解平均的守恒质量分数方程(涡破碎模型(eddy break up model)和涡耗散模型(eddy dissipation concept model)；另一种为更加复杂和精确的方法，采用层流小火焰模型和概率密度函数求解输运方程．一些全尺寸反应堆安全壳内氢气燃烧模拟代码采用“林火”模型，该模型包含代表有效燃烧率或者有效湍流燃烧速度的全局常量和燃烧开始时间的假设．针对安全壳内氢气爆轰现象，模拟代码必须采用有效的算法处理冲击波的不连续性和梯度差．为了研究氢气燃烧机理以及发展数值分析工具，国际上进行了大量系列实验．按照实验设施的尺度，可以分为3类：第1类为小尺度设施，如CHANEL，DRIVER，TORPEDO和RN()_Delft 系列实验．该类实验为分析工具提供验证数据，采用更加精良的测量技术研究氢气燃烧机理．第2类为中等尺度实验设施，如桑迪亚国家实验室在加热的爆轰管(heated detonation tube)中研究氢气-空气-水蒸气混合物和氢气-空气混合物的良性燃烧区域.第3类为大尺度实验设施，如加拿大的大尺度通风燃烧测试设施(LSVCTF)，德国的巴特尔安全壳模拟设施(Battelle)，德国的PHDR设施，日本的NUPEC大尺度燃烧测试实验设施，以及俄罗斯的RUT 设施．四、严重事故下氢气分布研究目前用于分析核电站严重事故时氢气分布的分析工具主要有3类：第1类为系统型代码，如MAAP，MELCOR，ASTEC等．该类代码包含了压力容器内外事故的各类现象，如堆冷却系统和压力容器的热力学响应、堆热上升、堆芯熔化、裂变产物泄漏和传输、安全壳被加热、熔融的堆芯与混凝土相互作用等．第2类为集总参数代码，如COCOSYS，CONTAINE，GOTHIC等．此类代码是分析氢气分布和氢气风险及其缓解分析的常用工具，此类代码基于控制体内的热工水力变量，如流体密度、浓度和温度，控制方程忽略空间上的差异，只包含变量的时间变化，以此来描述安全壳内的传输过程．第3类为CFD(计算流体动力学) 代码，如GASFI，OWE，CFXE29I，FLUENTE3等．相对于集总参数代码，计算流体力学代码考虑了流体参数的空问变化并且求解了各个离散点的动量方程．上述3类代码都有各自的优点和缺点.针对核电严重事故时的氢气分布，国际上进行了大量的实验研究，主要包括：①大型干式安全壳氢气分布实验，如德国的HDR实验设施，日本NUPEC实验设施和荷兰的Battele模拟实验设施；②针对冰冷凝安全壳氢气分布实验，相关设施主要为芬兰的VICTORIA设施．上述实验及测试设备均针对集总参数代码的可靠性，而对于精确度更高的CFD代码却无法验证．为了评估CFD代码和集总参数代码在安全壳内热力学方面的预测能力，特别是预测失水事故和严重事故条件下的能力，NEA(Nuclear Energy Agency)进行了ISP-47 系列实验，该系列实验主要有TOSQAN测试实验设施、MISTRA测试实验设施、ThAI测试实验设施和PANDA测试实验设施．总体而言，现阶段的研究方法还存在一些不足：如集总参数代码对氢气释放阶段和强烈分层现象的局限；CFD代码目前并未得到较为全面的验证；同时凝结过程的模拟、湍流的模拟以及与两者相关的壁面处理方面仍然需要继续发展．实验方面，水蒸气的影响和低密度气体射流等方面(针对压水堆安全)还需进一步研究.五、目前有关氢气的预防及治理措施目前国内已运行的压水堆预防和缓解氢气燃爆的措施包括：提前预混惰性气体（主要是氮气）、事故后混合惰性气体（无应用实例）和采用非能动氢气复合器。

压水堆反应堆事故的风险评估

压水堆反应堆事故的风险评估近年来，随着全球能源需求的逐年增长及环保理念的逐渐普及，核能被赋予了越来越重要的能源地位。

在核电站中，压水堆反应堆是最常见的一类反应堆，同时也是应用最广泛的一种。

但是，压水堆反应堆事故的风险一直备受关注。

本文将探讨压水堆反应堆事故可能的原因以及如何进行风险评估。

1. 压水堆反应堆事故的可能原因1.1 操作人员失误操作人员的失误是导致压水堆反应堆事故的主要原因之一。

在运行过程中，操作人员需要不断进行各种调节和控制，一旦不当操作或者操作失误，就会引起反应堆的问题。

例如，过度加热、过度冷却以及控制不当等。

1.2 设备故障压水堆反应堆存在各种设备，如水泵、冷却器、调节器等。

一旦这些设备出现故障，可能会导致反应堆发生事故。

例如，冷却器泄漏、电力系统供电不足等。

1.3 外部原因外部原因也可能是导致压水堆反应堆事故的因素。

例如，地震、水灾、恐怖袭击等都可能给反应堆的运行带来威胁。

2. 压水堆反应堆事故的风险评估方法针对压水堆反应堆可能出现的各种事故风险，科学、有效的风险评估方法可以帮助评估人员及时有效地识别、预测、防范反应堆事故，降低事故发生可能性。

2.1 HAZOP法强化危害与操作性研究（HAZOP）是一种常见的风险评估方法，广泛应用于压水堆反应堆的风险评估。

其核心是通过逐一分析系统中的每一个操作场景，检查其中的缺陷与错误。

这种方法能够通过分析每一步操作的难点，发现系统漏洞，识别问题，并寻找改进措施。

2.2 FMEA法失效模式与影响分析（FMEA）同HAZOP方法是一种应用广泛的风险评估方法。

其核心是通过对各种失效模式及其对系统的影响进行分析，并评估其风险等级，从而实现对风险的掌控。

这种方法能够帮助评估人员对系统中的缺陷进行更全面、准确的评估，并有效消除缺陷，防范潜在风险。

2.3 事故树法事故树是一种从事故的结构角度来描述事故发生原因与过程的方法。

利用系统分析方法、树状结构和逻辑分析方法，将事故的机理分解为一系列分支，以了解事故发生的机理和环节。

氢能源储氢技术的风险分析与管理

氢能源储氢技术的风险分析与管理
氢能源储氢技术涉及到大量的高压氢气的储存和运输，因此有着一定的风险。

以下是关于氢能源储氢技术的风险分析与管理的参考内容：
1. 火灾和爆炸风险：氢气是一种易燃易爆的气体，在高压状态下储存和运输可能会发生火灾或爆炸。

因此，必须采取严格的安全措施，包括高压容器和管道的密闭性检查、气闸阀的安装、火灾和爆炸防护设施的安装等。

2. 氢气泄漏风险：氢气泄漏会导致气体扩散和火灾爆炸等安全问题。

因此，必须采取密闭性强的氢气储存容器、低温氢气储运、应急泄漏处理设施等措施来防止氢气泄漏。

3. 环境污染风险：氢气的生产、运输、使用等过程中，可能会产生一定的排放物，存在对环境的污染风险。

因此，必须采取环保设施和措施来降低氢气生产和使用的环境影响，如绿色氢气生产、废气处理设施等。

4. 维护维修风险：氢气储存和运输设施需要进行定期维护和检查，以确保设备运行的安全性和稳定性。

因此，必须制定完善的维护计划和安全规程，并配备专业的技术人员进行设备维修和技术支持。

综上所述，氢能源储氢技术的风险分析与管理需要综合考虑多个方面的因素，采取适当的安全措施和环保措施，以确保氢气生产、运输和使用的安全性和可持续性。

核电厂严重事故下氢气可燃性分析

核电厂严重事故下氢气可燃性分析摘要：本文简要介绍了安全壳内氢气的状态，并根据氢气可燃性判断图，计算了各工况下氢气的可燃性，得出了氢气复合器的成功运行对氢气风险有显著影响的结论。

关键词：严重事故氢气燃烧氢气复合器Analysis of hydrogen flammability in severe accident of nuclear power plantNiu Rui Zhang Ming（China Nuclear Engineering Consulting Co.,Ltd., Beijing 100048）Abstract: The state of hydrogen in the containment is briefly introduced in this paper. According to the judgment diagram of hydrogen flammability, the flammabilityof hydrogen under various working conditions was calculated. It is concluded that the successful operation of hydrogen combiner has a significant impact on hydrogen risk.Keywords：Serious Accident，Hydrogen Combustion，Hydrogen Compounder1前言压水堆核电厂严重事故后，由于锆水反应等过程会产生氢气，这些氢气将通过一回路的破口或阀门流入安全壳气空间中，当氢气的浓度超过一定限值[1]后，可能会由于点火源或安全壳内的高温环境导致氢气燃烧，从而可能使安全壳迅速升温升压，并导致安全壳失效；在压力容器破裂之后，熔融物还能和混凝土底板发生相互作用并产生氢气，这些氢气在安全壳内长期积累，同样可能会发生燃烧并导致安全壳失效。

严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析

严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析摘要：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。

压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析

ａｐｏｒａｅｖｌｃｔｆｗａｅｎｔｇａｄｗａｅｅｅｉａｉｙａｒｖｄｄｑａｅｐｒｐｉｔｅｏｉｏｔｒｉｊｅｉｎｔｒｌｖｌｎｃｖｔ，ｃｎｐｏｉｅａｅｕｔｙｅｎ
中图分类号：３ＴＬ３文献标志码：Ａ文章编号：００６３（０８Ｓ一１２Ｏ１０ — ９１２０）Ｏ０３５
ＡｎｌｓｓｏｔｒａａｔｒＶｅｓｌＣｏｌｎｇＭｅｓｒｎＳｖｒｃｄｎａｙｉｎＥｘｅｎｌＲｅｃｏｓｅｏｉａｕｅｉｅｅｅＡｃｉｅｔ
ＩｄｕｅｙＬＯＦＷｏｅｓｒｚｄＷａｅａｔｒＮｕｌａｗｅａｎｃｄｂｆｒＰｒｓｕｉｅｔｒＲｅｃｏｃｅｒＰｏｒＰｌｎｔ
ＹＵＡＮｉｇｔａＪｎ —ｉｎ，ＴＯＮＧｉｉＬ— ，ＣＡＯｅｗｕ，ＷＵｉｇｊｎｌＸｕ — Ｌｎ —ｕ
ＡｂｔａｔＢａｅｏｎｎｎｅｒ１ｙｔｍａａｙｉｃｍｐｅｃｄｅａｅｒａｃｄｅｓｒｃ：ｓｄａｉｔｇａｓｓｅｎｌｓｓｏｕｔｒｏ，ｓｖｅｅｃｉｎｔ
ｓｑｅｃｎｕｅｙｌｓｆｆｅｔｒ（ｅｕｎｅｉｄｃｄｂｏｓｏｅｄｗａｅＬＯＦＷ）ｐｕａｌｒｆａｘｌｒｅｄｗａｅ，ｌｓｆｉｅｏｕｉａｙｆｅｔｒｕｉｗｉｘｅｎｌｒａｔｒｖｓｅｏｌｇ（ｔｅｔｒａｅｃｏｅｓｌｃｏｉｈｎＥＲＶＣ）ｍｅｓｒ，ｗａａｃｌｔｄｆｒ９０Ｗｅａｕｅｓｃｌｕａｅｏ０Ｍ

核电厂严重事故情况下氢气控制分析

中国核电核
ＣＨｌＮＡＮＵＣＬＥＡＲＰＯＷＥＲ
电安
第７卷第４期２０１４：￣Ｆ－１２月全
１０．－
１．１氢气风险
在轻水堆核电厂严重事故中，锆合金包壳将
与水或水蒸气发生强烈的放热氧化反应，产生大
序的开发，用于分析安全壳内热工水力学行为、
氢气分布及燃烧现象。经过二十余年的努力，针
对严重事故情况下的氢气管理，已经发展了许多的压力峰值。如果未能及时采取有效的氢气缓解缓解措施概念，以限制氢气爆炸可能造成的对安措施，氢气在安全壳内可能发生局部或整体性的全壳完整性的威胁。这些措施可以归结为两类：爆燃或爆炸，由此产生的静态和动态压力载荷会第一种是稀释氧气或氢气浓度，控制安全壳混合危及安全壳完整性，并影响安全壳内安全系统安气体成分，避免达到可燃浓度，例如事故预惰全功能的有效执行。化、事故后惰化、事故后稀释、７昆合；第二种减１９７９年，美国三哩岛核电厂发生严重事小安全壳内的可燃气体成分，例如点火器、催化故，４５９ｋｇ氢气产生并释放到安全壳大气中，复合器等。大约３１９ｋｇ氢气燃烧，对安全壳内设备造成了对于安全壳体积比较小的堆型，采取向安破坏，并直接威胁到安全壳完整性。事故发生全壳注入氮气的方法使安全壳内空气惰化，来后，世界各国对反应堆安全极为关注，并开始避免各种类型事故下的氢气爆炸。针对严重事了严重事故下氢气行为研究。在此基础上，各故，氢气点火系统也被安装在几个核电厂。对国针对核电厂严重事故下缓解氢气燃烧和爆炸于大型干式压水堆安全壳，它有较大的安全壳风险的要求，制订了新的核安全法规和标准，体积和较强的压力承载能力，所以氢气不太可提出了新的氢气控制系统的设计要求。迄今为能在安全壳内发生整体性爆炸，更大的可能性止，各国在氢气的产生、分布、燃烧和爆炸、是由于局部氢气浓度过高而产生局部氢气爆氢气预防与缓解等方面开展了大量研究，包括炸。这种局部的氢气爆炸，直接威胁安全壳完简单的效果测试、整体实验、模型和程序开发整性的可能性较小，但是在一定的条件下，它以及核电厂分析，并且发展了许多的氢气缓解可能会破坏安全壳内部的设备和建筑结构，形和控制系统，例如复合器、点火器、惰性化措成弹射物，导致安全壳失效。

压水堆事故工况下安全壳内消氢措施浅析

压水堆事故工况下安全壳内消氢措施浅析摘要：本文分析了在核电厂发生严重事故时，氢气的产生来源，并给出了氢气的缓解措施，重点分析了非能动氢气复合器的工作原理，对比非能动氢气复合器和氢点火器的优缺点。

最后得出安全壳内消氢措施的最优组合。

关键词：非能动氢符合器；氢点火器；安全壳；氢气一、压水堆事故工况下安全壳内氢气的来源和危害由于压水堆堆芯的燃料棒包壳是由锆铌合金制成的，锆铌合金的临界温度是400℃，如果水温上升到400℃，包壳就会发生严重腐蚀，使包壳的机械性能下降。

如果包壳温度上升到900℃，就会发生锆水反应：Zr+2H2O=ZrO2+2H2↑+Q，释放大量热量，同时又有大量氢气产生。

这是压力容器内产生氢气的最主要的途径。

如果在严重事故情况下，堆芯熔融物熔穿压力容器底部并与安全壳底板的混凝土接触，发生MCCI（Molten Corium Concrete Interaction-熔融物混凝土反应）。

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、CO2发生剧烈的氧化反应，并产生大量氢气和CO等气体。

这就是在压力容器外产生氢气的主要途径。

产生的氢气在安全壳内聚集，达到一定浓度后就会发生爆炸或者爆燃，会使安全壳内的设备遭到损坏同时对安全壳的完整性也造成威胁。

2011年3月12日发生的福岛核事故就是由于反应堆厂房发生了氢气爆炸才使放射性物质大量释放到环境。

二、安全壳内消氢的原理安全壳内氢气燃烧大体分为三类：（1）当空气中的氢气浓度低于8%时，火焰速度慢，会发生慢燃；（2）当氢浓度处于8%-14%，燃烧充分，会发生速燃；（3）当氢浓度大于14%，火焰加速，会发生燃爆。

只要温度达到氢气的燃点，就会燃烧；当氢气浓度超过10%时，就可能发生爆炸。

为了避免氢气燃烧或者爆炸，必须降低空气中的氢气浓度，一般有两种思路，一种是稀释氧气或者氢气浓度，一种是减小空气中氢气的含量。

下面分别对由这两种思路制定消氢措施进行介绍。

严重事故后安全壳氢气风险控制论证

第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021严重事故后安全壳氢气风险控制论证王贺南，李汉辰，石雪垚，王辉（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气风险。

在福清核电5、6号机组的设计中，针对严重事故后氢气风险的预防和缓解采取了多项措施，包括非能动氢气复合器、预防氢气局部积聚的工程改进等。

采用一体化严重事故分析程序对上述措施有效性进行了计算论证，结果表明，福清核电5、6号机组的氢气风险控制措施能够有效应对威胁安全壳完整性的氢气风险，满足相关法规要求。

关键词：严重事故；氢气风险；工程优化中图分类号：TL364文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0017-08Demonstration of Containment Hydrogen RiskControl after Severe AccidentWANG Henan，LI Hanchen，SHI Xueyao，WANG Hui（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：The hydrogen risk is required to be controlled according to nuclear safety laws and regulations. In the design of Fuqing No. 5 and No. 6 units, full consideration has been given to the prevention and mitigation of hydrogen risk, including hydrogen recombiner system, and engineering optimization to prevent local hydrogen accumulation. An integrated severe accident analysis code is adopted to demonstrate the effectiveness of the above measures. The results show that the hydrogen risk control measures of Fuqing No. 5 and No. 6 units can effectively deal with the hydrogen risk that threatens the integrity of the containment after serious accidents, which meets the requirements of relevant laws and regulations.Key words：Severe accident; Hydrogen risk; Engineering optimization通过三哩岛核事故和福岛核事故，以及大量风险研究表明，严重事故过程中氢气带来的风险是造成大量放射性释放的重要原因之一[1]。

百万千瓦压水堆核电机组执行事故处理程序优化的可行性研究与分析

沟通）。按照平均时间计算，主控室打出一个电话，并按照电站行
为规范要求的沟通方法发出一个完整的指令信息，并在相应的程序上完整记录，这一过程需要 45耀55s，而在 RMC 上读取或者记录一个信息需要 10耀15s，这只是在模拟机上的时间，而实际机组上需要广播找人（运行值内现操或者隔离经理）或者需要拨打 CALL 机，接收到对方的来电后再进行沟通，做完一个完整的信息传递预计要花费 1min 甚至更长的时间，并且实际应用中，对于现场人员（包括运行值现操和值班专业处人员）的操作单确认及沟通都需要中断操纵员或机组长的程序执行，因此，在模拟机上执行时间相对紧凑的情况下，在实际机组的应用中可能会延误事故处理程序中的关键操作，导致不必要的事故扩大。
揖Abstract铱When the nuclear power unit enters the accident working condition, the operation team execution state-oriented procedure (SOP)
control unit, each post personnel separately carries out their own accident regulation according to the management procedure request, causes the
揖关键词铱状态导向规程；优化；时间；人员配备
揖Keywords铱 state-oriented procedure; optimization; time; personnel allocation
【中图分类号】TM623
【文献标志码】A
【文章编号】1673-1069（2019）08-0188-02

氢气风险研判总结汇报

氢气风险研判总结汇报氢气作为一种新型的清洁能源，具有充分开发利用的巨大潜力。

然而，在实际应用中，氢气也存在一定的风险，需要进行科学的研判和评估。

本文将对氢气的风险进行总结汇报，以下是具体内容：一、氢气的基本性质与特点氢气是一种无色、无味、无毒、非常轻的气体。

它具有很高的燃烧能力，是一种优秀的能源来源。

相对于传统的化石燃料，氢气的燃烧产物只有水，不会产生二氧化碳等污染物，对环境具有较好的可持续性。

二、氢气的风险形成与来源1. 氢气的易燃性：氢气在某些条件下能够与空气形成可燃气体，一旦形成气体，极易燃烧，甚至爆炸。

2. 氢气的扩散性：氢气具有极佳的扩散性，能够迅速在空气中扩散，造成大面积的风险范围。

3. 氢气的高压储存：氢气一般需要以高压储存，高压气体具有较大的爆炸危险性。

三、氢气的风险评估与控制措施1. 风险评估：根据不同场景下的氢气使用情况，进行风险评估，评估可能存在的燃烧、爆炸等危险情况。

2. 设备安全控制：在氢气储存、输送、使用的设备上，采取严格的安全控制措施，例如使用防爆材料，加强泄漏检测与报警装置等。

3. 应急预案制定：制定完善的应急预案，包括事发地点的疏散方案、紧急救护措施等，以应对可能出现的事故情况。

4. 安全教育培训：对相关从业人员进行安全教育培训，提高其对氢气风险的认识与防范意识。

四、氢气风险研判的局限性与未来展望1. 科学研判的不确定性：由于氢气的特殊性质，目前对其风险的研判还存在一定的不确定性，需要进一步的科学研究与实践经验积累。

2. 规范与标准的制定：氢气作为一种新兴的能源，相关的规范与标准还需要进一步制定，以完善安全管理和风险控制措施。

3. 未来展望：随着氢能技术的进一步突破和应用推广，相信氢气风险的研判与管理能够不断完善，从而更好地保障氢能的安全和可持续发展。

总之，氢气作为一种新型的清洁能源，在利用其巨大潜力的同时，也需要进行科学的风险研判与控制。

通过对氢气的基本性质与特点、风险形成与来源、风险评估与控制措施等方面的总结，可以更好地理解氢气的风险与加以应对。

秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析

核动力工程Nuclear Power Engineering第29卷第2期 2 0 0 8 年4月V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析邓坚，曹学武（上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240）摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。

在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。

分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。

关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A1 引言在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放到安全壳中[1，2]。

如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。

释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。

当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。

这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。

针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，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”。

氢气危险性分析与控制措施

氢气危险性分析与控制措施氢气能与空气形成爆炸性混合物，遇热或明火即爆炸。

爆炸极限4.1～74.2％（在空气中）。

最低爆炸能0.2×10-4J。

自燃点550℃。

氢气与氟、氯、溴等卤素会剧烈反应。

无毒，但高浓度时有窒息作用。

液氢与皮肤接触能引起严重的冻伤或烧伤。

防火要求1、氢气罐：压力表、安全阀失灵或储存氢气压力超过储罐的使用压力时极易引发事故，造成燃烧爆炸。

此外，如缺乏可靠的避雷设施，受到雷击，也可能造成燃烧爆炸。

所以，除按其特性规定使用方法外，要特别遵守以下防火要求：（1）氢气储罐的位置应符合《建筑设计防火规范》的有关规定。

（2）氢气罐应安装压力表、安全阀，并保证可靠有效。

安全阀应连接装有阻火器的放空管。

（3）氢气罐安装后必须按有关规定进行耐压和气密试验，合格后方可使用。

使用后严格按照规定进行周期检查。

安全部件一般每年校正一次，确保灵敏有效。

（4）储罐区应有围墙或护栏，并设置明显的禁火标志。

（5）应有可靠的防雷装置，并定期进行检查测试，其接地电阻应小于4欧。

2、氢气柜：湿式柜比氢气罐较为安全，但也注意以下几点：（1）湿式气柜的防火间距应按照《建筑设计防火规范》的有关规定执行。

（2）运行中要加强检查，及时发现故障。

特别要经常检查储气柜阀门及管路的可靠性，确保没有泄漏。

（3）钟罩导轨轮要保持转动灵活，定期加润滑油脂。

（4）气柜长期不用，重新投入使用前应用氮气置换。

（5）定期要换水槽中的水。

除采用排水阀排水外，还应采用虹吸法排水，以减少有机物对气柜的污染。

放水时，打开钟罩放气阀，以免形成负压，损坏气柜。

（6）寒冷地区应设有防止水封结冰的措施，保持水温在5℃以上。

（7）系统应有有效措施防止气柜成负压。

（8）进出气柜的气体管道上应设置安全水封或阻火器。

（9）气柜周围应有护栏，并有明显的禁火标志，严禁将火种带入。

在气柜区内作业应有安全部门的准许方可进入。

（10）防雷要求同氢气罐。

3、氢气瓶：40升氢气瓶是可移动的高压储存设备。

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究
张龙飞;张大发;王少明
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2007(041)005
【摘要】采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25 cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究分析.结果表明,压水堆发生大破口失水事故时,堆芯熔化进程较快,大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室,反应堆压力容器下封头失效较早,且主回路冷段破口比热段破口更为严重.
【总页数】5页(P560-564)
【作者】张龙飞;张大发;王少明
【作者单位】海军工程大学,核能科学与工程系,湖北,武汉,430033;海军工程大学,核能科学与工程系,湖北,武汉,430033;海军工程大学,核能科学与工程系,湖北,武汉,430033
【正文语种】中文
【中图分类】TL364
【相关文献】
1.模拟压水堆水破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究 [J], 喻真烷;苏光辉
2.小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析 [J], 陈黎俊;赵新文;刘家磊
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5.压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究 [J], 张龙飞;张大发;徐金良因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。