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”。

另外，参考美国联邦法规10CFR 规定：①必须提供氢气控制系统以安全地容纳相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气；②在事故期间及以后，相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气均匀分布时的浓度小于10%。

因此，对核电厂进行严重事故下安全壳内氢气浓度分布的计算分析，根据计算结果确定有效的氢气控制措施，对于满足我国核安全法规要求，具有现实的工程意义。

氢气导致的安全壳失效风险与具体的严重事故序列、安全壳类型、体积和隔间结构等许多因素相关。

本文以秦山二期核电厂为分析对象，使用模块化严重事故计算工具——MAAP 程序，对比分析了典型严重事故工况下的氢气产生以及氢气在安全壳内的流动分布情况。

并参考法规要求，初步分析了该核电厂的氢气燃烧风险。

这些分析工作，可为秦山二期核电厂的氢气控制和严重事故管理工作提供一些参考。

2 计算程序本文使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对秦山二期核电厂不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。

MAAP 程序耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，可以模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。

MAAP 程序长期作为压水堆核电站严重事故收稿日期：2007-03-30；修回日期：2007-09-10邓坚等：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 79管理(SAM)的主要评价分析工具之一。

3 系统模拟与基本假设3.1 核电厂系统模拟本文模拟的秦山二期核电厂的系统和设备包括：(1)堆芯活性区被划分成7×10(径向×轴向)的结构。

(2)一回路系统：压力容器及其构件、主管道、主泵、稳压器、蒸汽发生器、卸压箱等16个控制体。

(3)秦山二期核电厂的专设安全设施。

(4)安全壳划分成堆腔、环廊、主泵隔间、稳压器隔间、蒸汽发生器隔间、安全壳穹顶等共24个控制容积，控制容积之间共58个连接流道。

(5)对安全壳内的墙壁、楼板以及大型的金属导热构件进行了详细模拟，共100余个导热构件。

3.2 基本假设假定各始发事件均在0时刻发生，大破口失水事故中假定发生冷段双断断裂，小破口失水事故中的破口当量直径假定为0.025 m，破口位置均发生在主泵隔间A内。

由于安全壳中水蒸气的冷凝会增加氢气浓度，计算中不考虑安全壳喷淋系统动作。

同时，本文偏重于事故前期安全壳内的氢气浓度分布现象分析，因此，假定即使达到可燃浓度限值氢气也不会发生燃烧，也不考虑氢气控制系统的缓解效果。

3.3 严重事故序列选择能够导致严重事故的始发事件非常多，在氢气分布计算中，需要选取典型的事故序列作为分析基础。

参考国内外的研究经验[5~8]，本文选取以下3个严重事故序列：①一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统（ECCS）失效(不包括非能动安注箱)事故；②一回路冷段小破口失水(SB-LOCA)叠加ECCS失效事故；③全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效事故。

4计算结果及分析4.1 LB-LOCA严重事故图1为压力容器内/外以及总的氢气产量随事故进程的变化曲线。

在LB-LOCA严重事故中，包壳材料的锆-水(水蒸汽)反应发生很早(300~ 360 s)，初始阶段的氢气产生速率较小，之后反应图1 LB-LOCA严重事故下的氢气产量Fig. 1 Hydrogen Generation of LB-LOCASevere Accident逐渐剧烈，氢气产量速率也逐渐增大。

锆-水反应释放的热量同时加速了堆芯恶化，在大约1050 s，堆芯材料开始熔化，锆-水反应进一步加剧。

1 600 s之后，由于堆芯的熔化坍塌，堵塞堆内流道，而此时压力容器内的冷却剂已几乎流失殆尽，所以锆-水反应变得微弱。

即使在堆芯熔融物掉入下腔室之后(约3 150 s)，产生的氢气量也很小，因为下封头已没有水。

截止至下封头失效(7 720 s)，压力容器内一共产生了201.3 kg氢气。

随后，一部分堆芯熔融物掉入堆腔，并与极少量水和混凝土材料发生反应(MCCI)，产氢速率在0.015~0.07 kg/s之间。

根据秦山二期核电厂的堆芯设计参数，100%锆-水反应的产氢质量为695 kg。

如图1所示，在约312 min，安全壳内氢气质量达到100%锆-水反应的程度。

图2~图4为LB-LOCA严重事故下主要安全壳隔间的氢气浓度随时间的变化曲线。

图2给出了主泵隔间A(破口发生区)的氢气浓度分布情况。

在锆-水反应的开始阶段，破口区间内氢气浓度呈多个峰值，在900 s时峰值可达6.4%，而在1 600 s时产生最大氢气浓度峰值19.2%，该数值与此刻锆-水反应最剧烈相对应(图1)。

此后，由于氢气向周围隔间扩散，而同时压力容器氢气产量很小，所以在1 650 s至压力容器下封头失效(7 720 s)的时间里，破口区间的氢气浓度维持在2.0％上下。

下封头失效之后，破口区的氢气浓度呈缓慢地稳定增长趋势，主要是来自熔融堆芯与混凝土反应释放的氢气。

20 000 s计算终止时，破口区的氢气浓度达到10%。

图3为堆腔区域的氢气浓度分布情况。

在事故发生早期，堆腔氢气浓度增长较快，后来趋于平稳，压力容器失效之前氢气浓度达到3.0%。

压核 动 力 工 程 V ol. 29. No. 2. 200880图2 LB-LOCA 严重事故主泵隔间A 内的氢气浓度分布Fig. 2 Hydrogen Concentration in Reactor Coolant Pump Compartment A of LB-LOCA Severe图3 LB-LOCA 严重事故下堆腔内的氢气浓度分布Fig. 3 Hydrogen Concentration in Cavity ofLB-LOCA Severe Accident力容器失效之后，熔融堆芯与混凝土反应是最主要的氢气产生源，因此，堆腔内的氢气浓度逐渐增加，其增长速率与熔融堆芯与混凝土的反应进程直接相关，总的趋势是前期速率较快，后期较缓慢。

在20 000 s 计算终止时，堆腔内的氢气浓度可达到11.4%。

如图4所示，安全壳穹顶区域的氢气浓度分布与LB-LOCA 事故进程总的氢气产生趋势相似。

穹顶的氢气是由安全壳底部各个隔间内的氢气向上扩散、流动汇聚产生的，在事故早期的1 300～1 800 s ，穹顶区域的氢气浓度增长较快，之后较长时间维持在2.3%左右。

压力容器失效后，穹顶的氢气浓度又缓慢增加，至计算终止时刻20 000 s ，浓度值达到9.8%。

4.2 SB-LOCA 严重事故如图5所示，锆-水反应从约5 700 s 开始 发生，在近3 000 s 时间里，锆-水反应缓慢，产生的氢气很小。

9 000 s 之后，锆-水反应变得十分剧烈，氢气产生量增长很快，这与堆芯材料的熔化过程相关(堆芯在约9 500 s 开始熔化)。

大约 1 1000 s ，在熔融堆芯物质掉入下腔室之后(13 000图4 LB-LOCA 严重事故下安全壳穹顶的氢气浓度分布Fig. 4 Hydrogen Concentration in ContainmentDome of LB-LOCA Severe Accident图5 SB-LOCA 严重事故下的氢气产量 Fig. 5 Hydrogen Generation of SB-LOCASevere Accidents 左右)，会与下封头的水发生反应，产生一定质量的氢气。

但是，下封头的水很快被高温熔融物蒸发掉，而此时冷却剂系统仍然处于较高压力状态，安注箱的冷却剂水无法注入到堆芯。

因此，在熔融堆芯掉入下腔室至下封头失效(15 300 s)的这段时间内产生的氢气质量有限。

截至压力下封头失效，压力容器内一共产生了418.6 kg 氢气。

压力容器外的氢气源项包括两部分：(1)在熔融堆芯掉入堆腔的早期阶段，由于安注箱的水也通过压力容器流入堆腔，因此，高温的熔融堆芯先与堆腔中的水发生淬火反应，产生一定质量的氢气(约55.5 kg)。

MAAP 程序预测到该淬火反应会使熔融堆芯表面冷却成一定厚度的“硬壳”，从而阻止水渗入熔融堆芯内部发生反应。

因此，在15 900 s ～28 700 s 这段时间内，堆腔内几乎没有氢气产生。

(2)在28 700 s 之后，堆腔内的水已经消耗掉，同时熔融堆芯的衰变热又使“硬壳”开始熔化，熔融堆芯从而与混凝土材料发生反应，并释放出氢气。

SB-LOCA 严重事故下达到100%锆-水反应邓坚等：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 81产氢695 kg的时间是730 min。

图6给出了主泵隔间A(破口区)的氢气浓度分布曲线。