核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状
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”。
AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制
AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制【摘要】在核电厂发生事故情况下，锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气，可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸，形成较大的压力载荷，对安全壳的完整性构成极大威胁。
AP1000具有专设的安全壳氢气控制系统可限制安全壳内大气中的氢气浓度。
【关键词】AP1000；安全壳氢气浓度；控制 Hydrogen Concentration Control of Ccontainment after an Accident in AP1000 Nuclear Power Plant ZHANG Zheng-ge（Sanmen Nuclear Power Co.，Ltd.，Sanmen Zhejiang 317112， China）【Abstract】In the event of a nuclear power plant accident， the chemical reaction of water or water vapor and zircaloy cladding produces a large amount of hydrogen， hydrogen may cause deflagration or explosion in the containment. And the formation of greater pressure load will be a great threat on the integrity of containment. AP1000 has the engineered Containment Hydrogen Control System to limit the concentration of hydrogen in the atmosphere of containment.【Key words】AP1000； Concentration of hydrogen in containment； Control0 前言在核电厂发生严重事故情况下，锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气，可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸，形成较大的压力载荷，对安全壳的完整性构成极大威胁。
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。
氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果
3982018.8MEC 对策建议MODERNENTERPRISECULTURE核电厂的严重事故伴随着安全壳内氢气的快速累积，进而容易发生燃烧或爆炸。
产生的高温和高压会对安全壳造成破坏，影响设备可用性。
对氢气风险进行控制直接关系着电厂的安全防御等级和严重事故环节能力。
在进行设计和运行的过程中，通过采用氢气催化复合器，可以持续、稳定的消除安全壳内的氢气，加快氢气释放，从而能够降低氢气风险。
一、核电厂严重事故控制管理要求出于生产安全的要求，在核电厂运行过程中，需要做好氢气控制管理。
通过采取有效的措施，降低安全壳内的氢气，在发生严重事故时，将氢气浓度控制在安全限值以内，从而避免发生氢气爆炸。
对于大型的干式安全壳而言，采用氢气催化复合器是缓解严重事故氢气风险的主要途径。
其主要原理在催化剂的作用下，让氢气与氧气在低于可燃阈值的浓度条件下发生化合反应，产生的热量可以在催化剂表面产生自然对流，确保反应的持续进行。
因此，氢气催化复合器是一种自启动装置，可以依靠反应产生的热量保持气流流动，不需要增加额外的电源和设备。
通过采用催氢气催化复合器，能够满足核电厂严重事故控制管理要求，长期消除氢气，促进安全壳内的气体混合，但复合器安装布置会受到安全壳结构以及运维管理的限制。
二、氢气催化复合器对核电厂严重事故缓解效果的模拟分析（一）系统模拟对氢气催化复合器的具体事故环节效果进行分析，需要采用系统性事故分析计算工具，模拟事故进程中的特征现象，构建核电厂系统模型，对其进行研究。
系统模型和模拟设备主要包括堆芯活性区域（径向×轴向=7×10），一回路系统（包括压力容器及构件）、核电厂专设安全设施、安全壳（包含24个控制溶剂、58个连接流道和100余个导热构件）。
（二）事故假设氢气燃烧对安全壳完整性的影响主要与严重事故进程以及安全壳自身结构设计有关，需要综合考虑氢气的释放特性，包括产生速率和释放量等，并结合典型严重事故序列，对其进行具体分析。
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。
事故后安全壳内氢气控制方式对比
事故后安全壳内氢气控制方式对比摘要：事故后安全壳内聚集的氢气会对安全壳完整性带来严重威胁，锆水反应是氢气的最主要来源。
为控制这一风险，通过稀释或消除氢气的方法来降低其浓度。
国内各类堆型采用的事故后消氢方法不尽相同，主要以移动式氢气复合装置、非能动氢气复合器和氢气点火器等消氢设备来实现这一功能。
AP1000采用了非能动氢气复合器+点火器相组合的方式，可合理有效应对设计基准事故及超设计基准事故下的氢气威胁。
关键字：锆水反应；设计基准事故；非能动氢气复合器；点火器1前言2011年3月11日，日本东部海域发生9.0级地震并引发海啸，导致日本福岛核电站发生重大核安全事故。
在此次核事故过程中，日本福岛核电站1、2、3号机组核岛厂房相继发生了氢气爆炸，导致核电站第三道安全屏障被破坏而使大量放射性物质释放到环境中，对民众和环境产生了严重的影响。
《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。
本文主要说明压水反应堆事故后氢气的来源，介绍了国内不同压水堆堆型对事故后氢气的控制方法，并加以对比分析，指明各自优、劣势。
2事故后安全壳内氢气的来源2.1氢气来源压水堆事故后安全壳内氢气来源主要包括：燃料元件锆合金包壳与高温蒸汽发生的锆水反应、水的辐照分解、结构材料的腐蚀和冷却剂中溶解氢气的释放。
其中，锆水反应是最主要的氢气来源，其反应式如下：Zr+2H2O=ZrO2+2H2当压水堆核电站发生失水事故和严重事故时，大量的氢气将被释放出来并聚集在安全壳内，当安全壳内氢气的体积浓度达到4%时，遇点火源即可发生燃烧，而若氢气体积浓度达到了10%，则会发生氢气爆炸，从而对安全壳的完整性和密封性构成严重威胁。
福岛核电站之所以会发生氢气爆炸，一个重要的原因就是在设计中没有考虑在严重事故情况下降低氢气浓度的安全措施。
2.2氢气控制方法在严重事故下，安全壳内控制氢气的方式大致分为以下两种：（1）稀释氢气浓度，控制安全壳内气体成分，降低氢气浓度至可燃浓度以下，如惰化、稀释、混合等措施；（2）消除氢气，如催化复合、点火器等方式。
AP1000核电厂事故情况下安全壳的氢气控制
Science &Technology Vision 科技视界0引言2011年3月11日,日本发生强烈地震,并引发海啸,位于福岛县的福岛第一核电站反应堆停堆后,在丧失厂外电源的同时柴油机被水淹,导致丧失所有交流电源。
反应堆失去冷却,堆芯过热,燃料烧毁,大量氢气释放到反应堆厂房内,氢气浓度超过安全限值,4台机组接连发生反应堆外厂房爆炸,第三道安全屏障被破坏,导致放射性物质释放到环境中。
AP1000反应堆由美国西屋公司设计,其设计不仅满足美国联邦法规10CFR50.44和10CFR 50.34(f)中对氢气监测和控制的要求,同时也满足我国国家核安全局在2004年颁布的修订后的《核动力厂设计安全规定》(HAF102),和《核动力厂运行安全规定》(HAF103)中针对严重事故下可能会发生氢爆的设计考虑。
AP1000安全壳氢气控制系统,依靠其特有的设计,在发生设计基准事故和严重事故时,即使出现丧失全部交流电源,也不会导致反应堆第三道安全屏障损坏,保障安全壳的完整性。
1事故时氢气的来源及危害安全壳内发生事故后,可能由于以下原因产生氢气:燃料包壳的锆水反应、水的辐照分解、结构材料的腐蚀、冷却剂系统中溶解氢气的释放,堆芯熔融物与混凝土的反应。
在发生LOCA 或者严重事故后,安全壳巨大空间内的H 2与O 2,根据H 2浓度的不同,会产生两种不同的反应。
一种为燃烧,当H 2浓度达到4%的燃烧下限时,H 2与O 2发生燃烧;另一种为爆炸,爆炸是传播速度超过声速的燃烧,当高浓度的H 2和O 2充分混合后就会发生爆炸。
但是氢气燃烧浓度与水蒸气的浓度有关,水蒸气相当于H 2燃烧的惰化剂,水蒸气的浓度越大,燃烧或者爆燃的所需要的H 2浓度就越大。
在AP1000安全壳内,发生LOCA 后的水蒸气环境下,氢气的燃烧模式取决于混合气体的浓度,初始条件和边界条件。
在氢气产生的地方,氢气没有与氧气混合,此时氢气燃烧发生扩散火焰;在氢气源的下游,氢气浓度增加同时与氧气混合,此时就可能发生爆燃。
福岛核事故后核电厂安全改进行动分析
在2011年的3月,日本福岛最大的核电站发生核电爆炸事故,这给各大主要核电国家敲响了极大的警钟。
世界各大主要核电国家对其核电站的安全进行了检查与再评估,并且提出对核电站安全的升级改进计划和相应的措施。
该文对各大主要核电国家的核电站的升级改进工作,并且对核电站改进政策的内涵进行了阐述。
1 世界各国核安全检查和评价状况核电站安全检查与再评估行动提出了两点改进措施:其一是,对核电站和其设计标准是否符合进行了评估,其二是,对超设计标准的工作情况进行了具体的分析。
各个主要核电国家对核电站的安全评估方法基本上相同,假定把极端的自然现象施加给该核电站,如有严重威胁并且会导致严重的后果,然后进行重新评定该核电站的安全系数,以及对严重事故进行应对策略的制定及组织工作。
中国环境保护部联合相关部门,对运行核电厂开展了外部事件安全裕量评估。
改进要求提出后,环境保护部多次组织核设施营运单位讨论技术方案,及时了解实施进展,并多次对各核设施福岛事故后改进落实情况进行检查督导。
同时,环境保护部多次组织业内单位开展福岛核事故经验教训交流和研讨,积极开展国际交流合作,跟踪国际相关研究成果并及时反馈到国内业界[1]。
2 面对辅导核事故各国的改进行动2.1 法国改进行动在日本福岛核事故之后,法国颁布了一项国家计划,针对核事故产生辐射的应急响应。
法国在所有达到10km的场址、工厂和区域都签订了应急计划。
ASN从行政管理的加强、增设备用的手段、提高抗灾的能力、控制放射性的影响这4个大方向进行了整改要求,并提出以下几个方面的调整的措施:其一是,对有关防护放射性的关键设备、系统和建筑物进行了升级和改进;其二是,对这些关键设备、系统和建筑物进行后期的保护,使其能够正常的运转和使用[2]。
2.2 美国改进行动在日本福岛核事故之后,对已有的安全通风系统进行更换或者是改进,反应堆安装仪表用来检测应急状况下的水位情况,核电站必须能同时处理多个突发情况,以保证乏燃料和反应堆的冷却。
核电厂严重事故情况下氢气控制分析
ＣＨ ｌ ＮＡ ＮＵＣ ＬＥＡ Ｒ ＰＯＷ ＥＲ
电 安
第７ 卷 第４ 期 ２ ０ １ ４ ： ￣ Ｆ － １ ２ 月 全
１ ０ ． －
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 １ ９ ７ ９ 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 ，４ ５ ９ ｋｇ 氢 气 产 生 并释 放 到安 全 壳 大 气 中 ， 复 合器 等 。 大约３ １ ９ ｋｇ 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 。
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]。
方家山核电厂严重事故下安全壳内氢气的产生及缓解
0引言发生严重事故后,大量氢气释放到安全壳内,存在氢燃或氢爆的危险,威胁安全壳完整性。
国内外都针对严重事故下的氢气缓解制定了新的核安全法规和标准,因此,开展严重事故下安全壳内氢气控制的研究是十分必要的。
本文分析了方家山核电厂在严重事故工况下,安全壳内氢气的产生来源、浓度分布,以及安全壳内氢气缓解相关系统的布置与工作效果,论证方家山核电厂安全壳内氢气缓解系统的有效性,理论验证安全壳内氢气缓解措施是否满足后福岛事故时代核电厂严重事故工况下的要求。
1严重事故下氢气的产生与分布1.1严重事故工况选择参考国内外一些电站用于氢气分析时所选择的事故序列,在采用概率论、确定论、参考国内外经验和正确的工程判断相结合的方法并通过分析比较后,在《秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)严重事故情况下安全壳内氢气浓度分布分析计算》中所选取的有代表性的严重事故计算工况为:工况1:热段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱系统);工况2:冷段双端断裂大破口失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱系统);工况3:热段小破口(50mm)失水事故+应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱系统):工况4:全厂断电(包括应急和非应急电源,且未能及时恢复电源)。
1.2严重事故下氢气的分布严重事故下,安全壳内的氢气浓度及分布受破口位置、破口尺寸以及产氢速率影响,而产氢速率又受到破口大小以及事故序列影响。
工况1—产氢速率约为0.0762kg/s,工况2—约为0.0327kg/s,工况1与工况2峰值率约为 1.47kg/s,工况3—速率约为0.0449kg/s,峰值约为0.68kg/s;工况4—约为0.024kg/ s,在PZR安全阀处峰值约为1.56kg/s。
由于烟囱效应,氢气向上运动到穹顶,在穹顶曲面作用下形成涡流。
事故瞬态时,由于产氢率峰值速率较高,氢气沿穹顶壁面运动后进入下空间的速度大,产生很大的涡流,由破口处(或PZR安全阀处)垂直向安全壳穹顶存在较高浓度氢气较宽的分布带,并在相关蒸汽发生器隔间、主泵隔间、PZR隔间、运行层附近存在较高的氢气浓度。
浅析秦山第二核电厂事故情况下安全壳消氢
之通过被加热的金属媒网，以促使氢和氧化合而达到消氢的 耳的。目前的
注 ： 表示达到 １００％￣ 一水反应产￣ｔ：（６９５ ｋ曲的计算 时刻 ，ＬＢ—ＬＯＣＡ、ＳＢ－ 系统其触发点为 ２％左右氢浓度，系统的进风 口较小（单台约 １２０ｍ３／ｈ），无
ＬＯＣＡ、ＳＢＯ 分 别 为 ３２１ ｍｉｎ、７３０ ｍｉｎ和 ７１０ ｍｉｎ．
气质量相 当于反应 堆材料 １００％锆 一水反应产生 的氢气总质量 相 对 以及需电源和冷却水 支持 ．发生多重故障时将失去功能。因此 ，有必要
于 ＬＢ—ＬＯＣＡ事故 ，ＳＢ－ＬＯＣＡ和 ＳＢＯ的堆芯熔化 进程较慢 ．产生相 当于 采取其它措施 以降低安全壳 内氢气燃烧 产生的风险 。
１００％锆一水反应产氢的时间是 ７３０ｒｎｉｎ和 ７１０ｍｉｎ。但是 ．在 ＬＢ－ＬＯＣＡ事 １．２ 技术改造
ＬＯＣＡ）和全厂断 电 （ｓＢｏ）严 重事故序列 中与氢气 风险有关 的一些重
秦 山二厂采用的是典型的抽出式测量法 ．且系统手册 中明确要求在
要参数的计算结果
ＬＯＣＡ以后约 ｌ天 ．当安全壳绝对 压力 降 到０．１５ＭＰａ以下 和温度 ８Ｏ℃
表 １ 一些氢气风险分析参数
以下且安全壳 内空气己被混合后 ．才能进行取样。测量结果存在滞后 ．
全壳的完整性。为监测和消除安全壳 内的爆炸风 险，有必要采用一套 侧 有一个 接管嘴 ．使用一部可移动 的取样 装置 ．使之可能通过在两个
安全壳内的氢气控制系统 该系统在安全壳内堆芯分解或熔 化的情形 管 嘴之问循环 的空气小流量取得空气样 品．用一根返回管线 引导空气
下 ．能够采取措施 限制安全壳 内的氢气浓 度 ．从而避 免安 全壳整体发 返 回到安全壳 的下部 ，这样进行安全壳大气的混合和取样。混合、取样 、
我国核电厂安全壳内防氢爆设计及其改进情况
2011年3月11日，日本福岛第一核电厂发生核事故（简称福岛核事故），氢气爆炸的场景给人们留下了太深的印象。
氢爆的影响非常大，一方面导致了1-4号机组反应堆厂房损坏，其中2号机组安全壳发生损坏，放射性直接向环境泄漏；另一方面可能导致厂房内设备和系统损坏，难于恢复使用，妨碍了事故的缓解和处理进程。
福岛核事故发生的氢爆，让人们高度关注核电厂设计中的防氢爆问题。
实际上，防氢爆一直是核电厂设计中重要的安全问题，在我国核安全法规中都有明确规定。
由于我国核电厂主要为压水堆，该文将介绍压水堆核电厂防氢爆的设计情况。
但是，无论压水堆核电厂还是沸水堆核电厂，氢气的来源和防氢爆设计措施都是类似的。
1 核电厂氢气来源在压水堆核电厂发生设计基准事故或严重事故后，在安全壳内可能积聚大量氢气，并可能与安全壳中的氧气发生反应而导致爆燃和爆炸，使安全壳内产生高温和超压，从而造成安全壳的泄漏率超过规定值，还可能引起事故后所必需的系统和部件的损坏。
设计基准事故下主要考虑安全壳内下列几种途径产生的氢气：（1）燃料的锆包壳与反应堆冷却剂的反应。
（2）失水事故后应急堆芯冷却溶液的辐照分解（此过程中同时放出氧气）。
（3）应急堆芯冷却或安全壳喷淋所用的溶液对金属的腐蚀。
在严重事故情况下氢气产生通常分为压力容器内和压力容器外两个阶段。
压力容器内氢气产生源包括：金属与水蒸汽在高温下的反应、碳化硼的氧化过程、堆芯再淹没过程中的燃料与冷却剂相互作用，该过程与设计基准事故工况类似，但产生的氢气量更大；压力容器外氢气产生源主要指高温熔融物与安全壳底板混凝土相互作用过程(M C CI)产生的氢气。
当压力容器下封头失效后，堆芯熔融物将会进入堆腔，与地板混凝土发生反应，并从混凝土中放出C O2，C O2又会与金属发生反应产生H2及其他可燃气体。
2 核电厂防氢爆措施介绍世界各国对事故情况下氢气风险的控制措施进行了大量研究，并将其应用于核电站设计。
2.1 氢气浓度控制方法对于体积较小的安全壳(例如福岛核电站堆型B W R M A R K I／M A R K I I)，通常采用事故预惰化或稀释的方法。
严重事故下安全壳内爆炸及其防范措施研究
严重事故下安全壳内爆炸及其防范措施研究核电厂严重事故下安全壳内可能的爆炸风险主要为氢气爆炸和蒸汽爆炸。
氢气爆炸和蒸汽爆炸威胁到安全壳的完整性,影响事故处理措施的有效性。
国内外核安全法规对于防止氢气爆炸和蒸汽爆炸都有相关规定和要求。
本文对氢气爆炸和蒸汽爆炸的机理、过程及其防范措施进行了研究。
这些研究对于核电厂设计如何满足核安全法规、保证核电厂安全和切实消除大规模放射性释放都具有重要的意义。
本文调研总结了氢气爆炸国内外研究现状,分析研究了氢气的来源、氢气浓度分布、氢气燃爆的判断准则和氢气浓度控制手段,总结研究了国内AP1000、EPR和自主三代核电机组HPR1000的氢气爆炸防范措施设计。
氢气来源主要为压力容器内的锆-水反应和压力容器外堆芯熔融物与堆坑底板混凝土的反应(MCCI),通过在氢气浓度分布高的位置设置非能动氢复合器或点火器进行消氢,并连续监测安全壳内氢气浓度,可有效降低氢气浓度和消除氢气爆炸的风险。
本文调研了国内外对蒸汽爆炸的研究现状,分析了蒸汽爆炸的机理,研究了主流计算分析软件MC3D,并使用MC3D软件进行了典型的堆坑蒸汽爆炸的分析计算,最后分析总结了目前对蒸汽爆炸防范措施的设计。
蒸汽爆炸的机理非常复杂,主要影响因素包括压力环境、熔融物的性质、组分等。
通过MC3D程序计算表明,在堆坑侧面墙壁基本没有产生附加的压力,堆坑中央产生的压力在爆炸瞬间最高达到了 500MPa,冲量也超过了 120kPa.s,对堆腔结构造成了威胁。
核电厂在设计时采取了避免堆芯熔融物直接跌落到堆坑水中的措施,以避免发生蒸汽爆炸,并从堆腔结构设计上缓解蒸汽爆炸的后果。
日本福岛核电站事故及其影响分析(FDS团队 吴宜灿教授)
日本福岛核电站事故及其影响分析（1）FDS（先进核能研究）团队2011年3月11日14时46分，日本本州岛附近海域发生里氏9.0级强震，地震及其引发的海啸导致了日本福岛核电站一站1~4号反应堆发生事故，并引发可能的核辐射危机。
事故现状：事态基本控制住日本福岛核电站是世界最大的核电站之一，由福岛一站、福岛二站组成，共有10台机组（一站6台，二站4台）。
福岛核电站是上世纪70年代建成并投入商业运行的沸水反应堆。
沸水堆核电站的冷却剂流过堆芯后直接变成高压蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽用来推动汽轮发电机组发电。
沸水堆原理示意图3月11日地震发生时，福岛一站的1~3号机组正在运行，4~6号机组处于停堆检修状态。
地震和海啸发生后，1~3号机组立即自动停堆。
但电站的外电网全部瘫痪，同时备用柴油发电机由于被海啸摧毁未能正常工作，致使反应堆停堆余热排除系统完全失效，导致1,2,3,4号机组相继发生氢气爆炸或大火。
经过多方努力，目前局势已得到初步控制，电厂电力已部分恢复，机组状态也相对稳定，以下是截至22日上午10时，第一核电站的机组状况：事故的主要原因：反应堆的停堆余热未能及时排出核反应堆停堆后，其功率并不是像火电站一样立即降为零，而是以正常功率的百分之几继续释放出衰变余热，并逐渐减小，但是这部分停堆余热的热量仍然很大，因此，在反应堆停堆后还必须采取一定的措施对堆芯进行冷却，以便排出这些热量防止损坏燃料组件及避免放射性物质的泄漏。
另外，乏燃料从反应堆堆芯取出后，需暂时保存在厂房内的一个开放式水池（乏燃料池）里面，继续冷却以排出衰变余热。
本次事故就是由于地震和海啸导致了反应堆冷却系统未能正常工作，而无法排出1~3号反应堆堆芯及4号堆乏燃料的衰变余热。
数次爆炸是氢气爆炸而不是核爆地震发生后4天内福岛核电站1~4个机组相继发生若干次爆炸。
爆炸导致1~4号反应堆的厂房损坏，同时2号反应堆的压力控制池也遭到破坏。
大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究的开题报告
大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究的开题报告一、研究背景大型干式安全壳广泛应用于核电站中，其作用是将反应堆、燃料棒和其他核设施的放射性物质隔离于外界。
然而，在某些严重事故情况下，例如三里岛核事故和福岛核事故，氢气爆炸可能会对安全壳造成破坏，导致放射性物质泄漏。
因此，研究氢气控制技术对于提高核电站的安全性至关重要。
本文旨在开展在大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制的研究。
二、研究目的本研究的主要目的是探究大型干式安全壳在严重事故条件下如何控制氢气的生成和扩散，从而降低安全壳受到氢气爆炸威胁的风险。
三、研究方法本研究将采取数值模拟和实验验证相结合的方法。
首先，基于CFD （Computational Fluid Dynamics）数值模拟软件，建立大型干式安全壳在不同事故条件下的模型，模拟氢气生成和扩散的情况。
其次，通过实验，验证模型的准确性和有效性。
最后，根据模拟和实验结果，研究氢气控制的策略和方法，制定合理的氢气控制方案。
四、研究内容及进度安排1. 建立大型干式安全壳在严重事故条件下的CFD模型，包括氢气生成和扩散的过程。
（时间节点：1-2个月）2. 进行实验验证，通过计量仪器和监测设备对模型进行验证。
包括氢气生成和扩散的物理特征。
（时间节点：2-4个月）3. 根据模拟和实验结果，研究氢气控制的策略和方法，制定合理的氢气控制方案，以确保大型干式安全壳对于氢气爆炸的风险控制。
（时间节点：4-6个月）4. 进行方案的优化和改进，并提出关于氢气控制的实验结果的理论解释。
（时间节点：6-8个月）五、研究意义本文旨在探索大型干式安全壳在严重事故条件下氢气控制的策略和方法，进一步提高核电站的安全性。
此外，本研究也有助于推进数值模拟在核电站安全方面的应用和验证，对于未来核电站的设计和运行具有指导意义。
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核电站严重事故下安全壳内氢爆风险研究现状【摘要】对核电站严重事故下安全壳内氢气燃烧风险相关的火焰加速（FA）与爆燃-爆炸转变（DDT）的关键物理过程、经典分析模型、实验研究进展等进行了介绍。
同时，对适用于大尺度空间的燃烧分析软件中存在的问题进行了讨论，对氢气风险研究具有一定参考意义。
【关键词】核电站；严重事故；火焰加速；爆燃-爆轰转变【Abstract】This paper presents the state of art on Flame Acceleration（FA）and Deflagration Detonation Transit（DDT）researches relate to containment hydrogen combustion risk under nuclear power plant severe accident. Meanwhile，the remained problem in validation of combustion analyzing software is discussed.【Key words】Nuclear power plant；Severe accident；FA；DDT0 前言核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应，产生的大量氢气进入安全壳内与空气混合，当氢气浓度等因素满足一定条件时，即使外界点火源能量较弱，被点燃的可燃混合气也能逐渐由缓慢的层流扩散燃烧逐渐发展为爆燃甚至爆轰，压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。
三里岛事故（1979）之后，核工业界开始对氢气-空气-水蒸气混合物的燃烧行为开展研究[1]。
对于大型干式安全壳，早期的安全分析表明安全壳设计可以承受爆燃（Deflagration）产生的压力冲击。
同时，由于导致氢气混合气爆轰（Detonation）所需的能量较高[2]，而安全壳内不存在此类高能火源，因此不可能发生氢气直接爆炸。
但在一定条件下氢气燃烧模式可由爆燃转变为爆轰（DDT）。
与外点火源引起的爆炸相比，DDT 现象出现不需要点火源提供较高能量，因此更可能在安全壳内发生，但其发生受到混合物组成、几何条件等因素的影响，机理较为复杂，是90年代至今氢气燃烧研究的重点[3]。
本文由火焰加速（FA）及爆燃-爆炸转变（DDT）的基本现象及发展过程出发，介绍了其中涉及的重要的火焰不稳定机制以及经典爆震波理论，同时，对业界开展的大型氢气燃烧实验进行了梳理，并对目前湍流燃烧数值模拟及其在工程中的应用存在的困难进行了分析。
2 火焰加速和爆燃-爆轰转变现象火焰加速（FA）和爆燃-爆炸转变（DDT）现象本质是由火焰内在的不稳定性所引起的。
火焰加速和爆燃-爆轰过程转变过程的燃烧波分为缓燃波和爆震波，其中缓燃波即通常所说的燃烧，产生的能量通过热传导、热扩散及热辐射作用传入未燃混合物，逐层加热和燃烧，从而实现缓燃波的传播。
缓燃波速度较低，一般为几米到几十米，缓燃波使得流体比容增加，但压力变化不大。
爆震波是具有化学反应的强激波，由于没有足够时间使压力平衡，因此爆震燃烧过程接近于等容燃烧过程。
爆震波传播速度远大于缓燃波传播速度，是一种超声速燃烧波，能产生极高压力（兆帕量级）[4]。
加拿大、法国和美国等在20世纪80年代开展了不同规模的实验研究[5-12]表明：沿扩展火焰传播方向上的障碍物会引起火焰加速现象。
FA的机理可定性解释为：当出现障碍物时，产生的湍流可能对燃烧后的气体流动形成扰动，从而增加了火焰区域的表面积并促进了局部质量和能量交换速率。
燃烧速率越快，则未点燃气体速率越快，从而造成火焰沿传播方向不断加速，在一定条件下甚至会转变成为爆炸。
湍流对火焰传播影响的复杂之处在于其并不总是对燃烧速率起促进作用。
例如当湍流强度过大时，可能导致火焰过度伸展同时燃烧产物和反应物在反应区快速混合，当反应区温度降低到一定程度时，火焰传播将终止。
混合物自缓慢点燃至发生燃爆转变一般会经过层流火焰、蜂窝状火焰、湍流火焰几个阶段。
对层流火焰的研究比较充分，其传播速度由层流火焰燃烧速率和燃烧产物/反应物的密度比决定。
随着层流火焰的进一步发展，火焰面积不断增加，由于流动，质能扩散的不稳定性，火焰表面开始出现褶皱，呈现出类似蜂窝状。
如果火焰传播过程遇到障碍物，则在产生的湍流作用下火焰将进一步加速直至最终发生燃爆转变，火焰速度可能达到1000～2000m/s。
实验研究表明，DDT现象总是发生在火焰加速FA过程之后，因此评估DDT发生的可能性，必须首先对影响火焰加速过程的因素进行研究，已开展的研究包括障碍物设置（如间距和阻塞率）、开孔等的影响研究：美国SANDIA国家实验室在建立了大型氢气燃烧实验装置FLAME，该装置是一个长30.5m，高2.44m，宽1.83m 的矩形管道。
点火端密封，远端开口。
实验研究[14]表明，障碍物的出现能够明显增加火焰速度、燃烧过程产生的压力上升及DDT出现的可能，而横向的开孔的影响则相反。
层流火焰理论比较成熟，其火焰速度由火焰前沿反应层中的能量和质量传递速率决定，可准确计算。
蜂窝状火焰传播过程由一系列复杂的扩散和动力学不稳定性过程决定，模拟起来较困难。
蜂窝状火焰的传播由Markstein和Somers[15]给出，其理论分析可参见Clavin[16]等人的文章。
从模拟的角度而言，通常引入火焰表面增强因子对蜂窝状火焰进行模拟，该因子通常由实验获得，且仅适用于特定组成的燃烧混合物。
随着蜂窝状火焰的传播，一旦遇到障碍物，则在火焰前方产生扰动，燃烧模式转变为湍流燃烧。
湍流对火焰传播的扰动机制包括Kelvin-Helmholtz或Rayleigh-Taylor不稳定性。
湍流火焰形状由湍流扰动强度及燃烧和湍流特征时间尺度共同决定。
如果燃烧过程的特征时间小于湍流特征时间，则可将湍流火焰细分为不同的层流火焰单元，反之，则按照Borghi图[3]对湍流燃烧模式进一步划分。
大部分湍流火焰的理论模型都是基于Borghi图和火焰形状进行验证的。
[4]李凤华. 激波和火焰相互作用的数值模拟研究[D]. 南京航空航天大学硕士学位论文，2007.[5]M.P. Sherman，S.R. Tieszen and W.B. Benedick，FLAME Facility：The Effect of Obstacles and Transverse Venting on Flame Acceleration and Transition to Detonation for Hydrogen/Air Mixtures at Large Scale，Sandia National Laboratories Report[Z]. NUREG/CR-5275 or SAND-85-1264，1989.[6]G.H. Markstein and L.M. Somers，Cellular Flame Structure and Vibratory Flame Movement in N-Butane-Methane Mixtures，Fourth Symposium （International）on Combustion[Z]. Williams & Wilkins，1964.[7]P. Clavin and F.A. Williams，Effects of MolecularDiffusion and Thermal Expansion on the Structure and Dynamics of Premixed Flames in Turbulent Flows of Large Scale and Low Intensity，Journal of Fluid Mechanics，V ol[Z]. 1981，116：252-282.[8]S.B. Dorofeev，V.P. Sidorov，M.S. Kuznetsov，I.D. Matsukov and V.I. Alekseev，Effect of Scale on the Onset of Detonations，Proc[Z]. of 17th International Colloquium on Dynamics of Explosion and Reactive Systems，Heidelberg，1999.[9]C.Johansen，G.Ciccarelli. Flame Acceleration in Narrow Channels with Obstacles[Z]. Combustion Flame 2009，156：405-416.[10]Gaby Ciccarelli，Craig T. Johansen，Michael Parravani. The role of shock?Cflame interactions on flame acceleration in an obstacle laden channel[Z].Combustion and flame 2010，157：2125-2136.[11]A. Eder，C. Gerlach and F. Mayinger，Experimental Observation of Fast Deflagrations and Transition to Detonations in Hydrogen-Air Mixtures，submitted to the Symposium on Energy Engineering in the 21rst Century，Jan[Z]. 9-13，Hong Kong，2000.[12]A. Veser，W. Breitung，G. Engel，G. Stern and A.Kotchourko，Deflagration-to-Detonation- Transition Experiments in Shock Tube and Obstacle Array Geometries[Z]. Report FZKA-6355，Research Center Karlsruhe，1999.[13]G. Ciccarelli，J.L. Boccio，T. Ginsberg，C. Finfrock，L. Gerlach，H. Tawaga and A. Malliakos，The Effect of Initial Temperature on Flame Acceleration and Deflagration-to- Detonation Transition Phenomenon[Z]. NUREG/CR-6509，May 1998.[责任编辑：邓丽丽]。