三代非能動核電廠事故后惰化氫氣緩解措施有效性分析

黃 雄，魏 巍，馬國揚(yáng)，謝明亮，冉曉隆，魏 興

（1. 中核武漢核電運(yùn)行技術(shù)股份有限公司，湖北 武漢 430223；2. 福建福清核電有限公司，福建 福清 350318）

2011 年日本福島核電廠數(shù)臺機(jī)組發(fā)生氫氣爆炸，地震和海嘯導(dǎo)致堆芯和乏燃料池的冷卻功能喪失，燃料組件不斷升溫，髙溫下鋯合金包殼和其他結(jié)構(gòu)材料與水蒸氣反應(yīng)產(chǎn)生大量氫氣，最后發(fā)生了氫氣爆炸[1]。目前，三代非能動核電廠主要采用非能動氫氣復(fù)合器和點火器共同作用的方式來消除安全殼內(nèi)的氫氣[2]，從而緩解安全殼內(nèi)的氫氣風(fēng)險。

為降低氫氣燃燒造成對安全殼完整性的威脅，研究人員提出了嚴(yán)重事故情況下事故惰化氫氣風(fēng)險緩解措施[3]，它是通過向大型安全殼內(nèi)注入惰性氣體（氮氣或二氧化碳），控制安全殼內(nèi)混合易燃?xì)怏w成分，避免達(dá)到可燃濃度，如事故預(yù)惰化、事故后惰化、事故后稀釋措施。

本文基于一體化嚴(yán)重事故分析MAAP5 程序，建立三代非能動核電廠安全殼模型，對嚴(yán)重事故下事故后惰化氫氣緩解措施的有效性進(jìn)行分析，同時對事故后惰化的注入位置進(jìn)行分析，為大型安全殼事故后惰化氫氣緩解措施在核電廠氫氣風(fēng)險控制領(lǐng)域的推廣提供一定的參考。

1 仿真建模

本文將安全殼、主控室、輔助廠房、大氣環(huán)境等劃分為不同的區(qū)域進(jìn)行模擬，如圖1 所示。安全殼內(nèi)劃分為12 個節(jié)點（環(huán)境編號13），其中，9 個節(jié)點用于模擬安全殼內(nèi)壓力邊界，3個節(jié)點用于模擬殼外即鋼制安全殼與屏蔽構(gòu)筑物之間環(huán)域。同時，設(shè)置48 個分布式熱阱，15個集中式熱阱，30 個流動通道。

1 號節(jié)點和2 號節(jié)點分別模擬關(guān)鍵設(shè)備蒸汽發(fā)生器的兩個隔間，6～9 號節(jié)點分別用于模擬安全殼上部、堆芯補(bǔ)水箱（CMT）隔間、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)隔間及兩個非能動注入系統(tǒng)；4 號和5 號節(jié)點分別模擬堆腔室及IRWST 水箱隔間。

非能動安全殼冷卻PCS 系統(tǒng)，由10-13 節(jié)點通過流道的連接來模擬，形成安全殼的非能動空冷通道；同時，安全殼頂部噴淋則是通過一組用戶自定義事件來實現(xiàn)噴淋流量的控制。

2 計算分析

核電廠典型嚴(yán)重事故導(dǎo)致堆芯損壞的始發(fā)事件主要有：全廠斷電（SBO），冷卻劑喪失事故（LOCA），蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（SGTR），未能緊急停堆的預(yù)計瞬變（ATWS），根據(jù)NUREG-1150 和文獻(xiàn)［4］的分析結(jié)果顯示LOCA 對堆芯損壞貢獻(xiàn)較高。

本文選取三代非能動核電廠一回路主管道發(fā)生雙端斷裂疊加非能動余熱排出（PRHR）失效、安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）重力注射失效作為始發(fā)事件。

2.1 事故進(jìn)程分析

事故進(jìn)程如表1 所示，事故發(fā)生初始時刻100 s，一回路主冷卻劑通過管道破口快速釋放到安全殼中。隨之堆芯水位快速下降，主系統(tǒng)壓力也快速下降。在101.4 s 時刻，壓力下降到穩(wěn)壓器停堆信號的整定值，反應(yīng)堆停堆，105.6 s時刻主泵停運(yùn)。當(dāng)主主系統(tǒng)壓為下降到堆芯補(bǔ)水箱CMT 開始投入的整定值，CMT 啟動。當(dāng)CMT 的液位達(dá)到“低 1”時，觸發(fā)第一級自動泄壓系統(tǒng) ADS1 開啟，第二級自動泄壓系統(tǒng)ADS2 和第三級自動泄壓系統(tǒng)ADS3 則根據(jù)時間延遲信號自動投入；CMT 和安注箱ACC 的全部注入無法緩解事故的發(fā)展。隨著主回路冷卻劑不斷喪失，堆芯出現(xiàn)裸露，燃料元件溫度不斷上升，鋯合金包殼被氧化，在6 250.0 s 時下封頭開始形成熔池，持續(xù)1 869 s 后堆芯熔融物大量聚集在壓力容器下封頭，整個事故進(jìn)程中鋯合金與水發(fā)生劇烈的氧化反應(yīng)，短期內(nèi)產(chǎn)生大量的氫氣。

表1 事故進(jìn)程Table 1 The accident process

2.2 氫氣源項分析

圖2 和圖3 分別為破口處的氫氣產(chǎn)量及釋放速率。從圖可以看出，整個事故進(jìn)程中隨著堆芯冷卻劑的減少，溫度迅速升高，金屬（Zr、Fe、Cr）與水蒸氣在高溫下的反應(yīng)、水的福射分解和侵蝕反應(yīng)等產(chǎn)生的大量氫氣從破口釋放出來，堆芯鋯合金與水反應(yīng)氫氣累計產(chǎn)量為266 kg，釋放速率主要集中在4 000～5 000 s 時間段內(nèi)，最高速率可達(dá)到0.55 kg/s。此后，由于鋯包殼外側(cè)形成的致密氧化鋯膜抑制了鋯合金與水反應(yīng)，或由于堆芯熔融物堵塞水或蒸汽流道等原因，減少了鋯合金與水的接觸面積，致使氫氣的產(chǎn)生速率急劇下降，隨著冷卻劑喪失最終氫氣產(chǎn)生速率趨近于0.0。

2.3 安全殼內(nèi)隔間氫氣濃度分析

圖4 為安全殼內(nèi)不同隔間的氫氣濃度隨時間變化曲線。從圖可看出，破口釋放出來的氫氣起初大量聚集在1 號SG 源項隔間內(nèi)部，4 885 s時刻氫氣濃度峰值為0.072 16，隨后在浮升力等的作用下快速擴(kuò)散至安全殼上部空間及周圍隔間，最終大量的氫氣會聚集在安全殼上部隔間。本文選取安全殼內(nèi)氫氣風(fēng)險相對較高的隔間為1 號SG 源項隔間和安全殼上部隔間作為研究對象，對事故后惰化緩解措施進(jìn)行分析。

3 惰化氣體選擇

核電廠安全殼內(nèi)事故后惰化氣體主要是考慮N2、CO2、Ne 和He 等惰性氣體雖化學(xué)穩(wěn)定性比較好，但難以液化且成本較高，故在核電廠不適合做惰化氣體。其他常用的滅火氣體（比如Halon130）會產(chǎn)生難處理的腐蝕和放射性物質(zhì)，造成環(huán)境污染，不適合做惰化氣體。

同時，事故后若從常溫常壓下開始惰化，達(dá)到同樣的惰化效果時，采用CO2的質(zhì)量小于采用的N2質(zhì)量；同時，采用CO2惰化后的壓力也小于采用的N2惰化后的壓力，相比之下，CO2的使用降低了對安全殼通風(fēng)的要求。N2和CO2的物理性質(zhì)于表2 所示。

表2 CO2 和N2 的物理特性Table 2 Physical properties of CO2 and N2

事故后惰化氣體注入安全殼方式有液態(tài)注入和氣態(tài)注入。核電廠在滿足向安全殼內(nèi)注入惰化氣體的條件下不存在技術(shù)方面的問題，也不會影響核電廠的正常運(yùn)行。若采用液態(tài)注入安全殼，在防止管道滲透方面存在著技術(shù)方面的問題，且氣體結(jié)晶可能對安全殼內(nèi)的設(shè)備部件等安全性造成影響。

因此，本文選用CO2氣體作為惰化劑，其注入時刻為5 000 s，溫度300 K，注入量350 t，CO2以氣態(tài)的方式注入安全殼內(nèi)。整個事故進(jìn)程期間不考慮氫氣點火器和非能動氫氣復(fù)合器的消氫作用，主要假想三種工況進(jìn)行對比分析：工況 0——不采取是事故惰化氫氣緩解措施，工況 1——事故后期惰化氣體CO2從安全殼上部隔間注入，工況 2——事故后期惰化氣體CO2從1 號SG 源項隔間注入。

4 結(jié)果分析

4.1 安全殼壓力分析

圖 5 為安全殼壓力隨時間變化曲線。從圖可以看出，在5 000 s 時刻，向安全殼內(nèi)注入惰化氣體CO2，安全殼的壓力基本處于線性增長的狀態(tài)，計算結(jié)束前安全殼壓力達(dá)到了5.047 × 105Pa，超過了安全殼的設(shè)計壓力4.07 × 105Pa。事故后大量的惰化氣體注入安全殼會嚴(yán)重威脅到核電廠的最后一道安全屏障，則在采取事故后惰化措施來緩解安全殼內(nèi)的氫氣風(fēng)險時，安全殼抽氣系統(tǒng)在確保安全殼完整性方面是一個必不可少安全設(shè)施。

4.2 安全殼內(nèi)氫氣濃度分析

圖6 和圖7 分別示出了1 號SG 源項隔間和安全殼上部隔間的氫氣濃度隨時間的變化圖。從圖可以看出，在5 000 s 時刻向安全殼內(nèi)注入惰化氣體CO2后，1 號SG 源項隔間和安全殼上部隔間中，工況 0 的平均氫氣濃度明顯高于工況 1 和工況 2。同時，在1 號SG 源項隔間，工況 3 的平均氫氣濃度低于工況 2 的平均氫氣濃度，而在安全殼上部隔間，工況 3的平均氫氣濃度與工況 2 的平均氫氣濃度基本一致，這是由于CO2的注入位置在安全殼上部隔間，一定時間內(nèi)，CO2在安全殼上層空間大量聚集后，在重力、擴(kuò)散力等作用下迅速向安全殼下部空間遷移，這無疑抑制了 1號 SG 源項隔間氫氣擴(kuò)散到安全殼上部隔間的速度。因此，對于1 號SG 源項隔間，惰化氣體CO2在源項隔間注入，惰化效果明顯比安全殼上部隔間注入好。

4.3 氫氣風(fēng)險分析

圖8 和圖9 分別為1 號SG 源項隔間和安全殼上部空間的氫氣風(fēng)險圖，用夏皮羅圖進(jìn)行表征，夏皮羅圖根據(jù)氫氣、空氣和水蒸氣的比例關(guān)系將安全殼內(nèi)的狀態(tài)點劃分為不可燃區(qū)、燃燒區(qū)、燃爆轉(zhuǎn)化區(qū)和爆炸區(qū)。在該工況下，1號SG 源項隔間和安全殼上部隔間，工況 0 中大部分的狀態(tài)點都處于氫氣燃燒區(qū)，均存在氫氣燃燒的風(fēng)險。采取事故后惰化注入CO2氫氣緩解措施，1 號SG 源項隔間和安全殼上部隔間大部分的狀態(tài)點向不可燃區(qū)轉(zhuǎn)移，氫氣燃燒風(fēng)險的概率下降。同時，在源項隔間注入惰化氣體CO2，降低源項隔間氫氣燃燒風(fēng)險的效果更明顯。

5 結(jié)論

本文基于一體化嚴(yán)重事故分析MAAP5 程序，建立三代非能動核電廠的安全殼模型，選取核電廠一回路主管道發(fā)生雙端斷裂疊加PRHR 失效、IRWST 重力注射失效作為始發(fā)事件，對事故進(jìn)程、氫氣源項、事故后惰化氫氣緩解措施有效性和事故后惰化注入位置進(jìn)行研究，主要結(jié)論如下：

（1） 整個事故進(jìn)程中，堆芯鋯合金與水反應(yīng)氫氣累計產(chǎn)量為266 kg，氫氣釋放速率峰值可達(dá)到0.55 kg/s；

（2） 事故后惰化注入 CO2氫氣緩解措施，可以有效降低安全殼內(nèi)氫氣燃燒風(fēng)險，且對1 號SG 源項隔間，源項隔間注入惰化氣體CO2比安全殼上部注入等量CO2的效果更明顯。

（3） 采取事故后惰化措施來緩解安全殼內(nèi)的氫氣風(fēng)險時，安全殼抽氣系統(tǒng)在確保安全殼完整性方面是一個必不可少安全設(shè)施。