核電廠嚴重事故情況下氫氣控制分析

劉 瑋，王 菲，楊海林，亓傳剛，張祥貴

(江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

核電廠嚴重事故情況下氫氣控制分析

劉 瑋，王 菲，楊海林，亓傳剛，張祥貴

(江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

文章首先闡述了核電廠嚴重事故情況下安全殼內的氫氣風險，研究現狀，以及緩解、控制氫氣風險的具體措施。在此基礎上，介紹了田灣核電站嚴重事故情況下氫氣控制的系統和方法，調試結果及歷次大修對氫氣控制系統的檢查結果，表明該方法具備嚴重事故預防和緩解能力，安全風險處于受控狀態，安全是有保障的，符合國家核安全局針對福島核事故后對核電廠改進行動的通用技術要求。

田灣核電站；嚴重事故；安全殼；氫氣風險；氫氣控制

1 引言

1.1 氫氣風險

在輕水堆核電廠嚴重事故中，鋯合金包殼將與水或水蒸氣發生強烈的放熱氧化反應，產生大量的氫氣，并通過主回路壓力邊界或壓力容器破口，釋放到安全殼中。當堆芯熔融物進入安全殼堆腔，與混凝土或水相接觸，又會引發強烈的化學反應產生大量的氫氣和少量其他易燃易爆氣體，如一氧化碳等。嚴重事故中產生的氫氣，在產生源附近或者與安全殼內空氣混合后可能發生燃燒、爆燃或爆炸。在氫氣產生源附近區域，如果有點火源和足夠的氧氣，氫氣將會燃燒并且產生穩定的火焰，稱為擴散燃燒。這種燃燒所產生的熱量和壓力峰值較小，通常不會對安全殼完整性構成威脅。在釋放源附近沒有發生燃燒的氫氣，將與安全殼內的水蒸氣、空氣混合，并且在安全殼隔間傳輸，導致安全殼內整體或某些局部的氫氣濃度升高。當安全殼內的氫氣濃度達到一定比例后，在適合的外界條件下（例如溫度、壓力、氧氣濃度等），這些混合氣體將發生爆燃，并可能由此轉變成爆炸，在極短時間內形成很高的壓力峰值。如果未能及時采取有效的氫氣緩解措施，氫氣在安全殼內可能發生局部或整體性的爆燃或爆炸，由此產生的靜態和動態壓力載荷會危及安全殼完整性，并影響安全殼內安全系統安全功能的有效執行。

1979年，美國三哩島核電廠發生嚴重事故，459 kg氫氣產生并釋放到安全殼大氣中，大約319 kg氫氣燃燒，對安全殼內設備造成了破壞，并直接威脅到安全殼完整性。事故發生后，世界各國對反應堆安全極為關注，并開始了嚴重事故下氫氣行為研究。在此基礎上，各國針對核電廠嚴重事故下緩解氫氣燃燒和爆炸風險的要求，制訂了新的核安全法規和標準，提出了新的氫氣控制系統的設計要求。迄今為止，各國在氫氣的產生、分布、燃燒和爆炸、氫氣預防與緩解等方面開展了大量研究，包括簡單的效果測試、整體實驗、模型和程序開發以及核電廠分析，并且發展了許多的氫氣緩解和控制系統，例如復合器、點火器、惰性化措施，一些系統已經應用到核電廠。

2011年3月11日，日本福島核事故導致放射性物質泄漏的一個較為主要的原因是，堆芯中密封核燃料的鋯包殼管在溫度超過850 ℃后發生鋯水反應放出大量氫氣，氫氣泄漏到安全殼內與氧氣混合并超過了爆炸極限濃度，發生爆炸致使反應堆廠房坍塌。

福島核事故后，我國國家核安全局對運行和在建核電廠開展了核安全檢查，檢查結果表明：我國核電廠具備一定的嚴重事故預防和緩解能力，安全風險處于受控狀態，安全是有保障的。為了進一步提高我國核電廠的核安全水平，國家核安全局依據檢查結果對各核電廠提出了改進要求，并組織編制了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求（試行）》。

1.2 國內外氫氣安全研究現狀

截至目前，各國已經開展了許多實驗，以研究嚴重事故下安全殼熱工水力現象及氫氣行為。在進行實驗研究的同時，各國也積極開展計算程序的開發，用于分析安全殼內熱工水力學行為、氫氣分布及燃燒現象。經過二十余年的努力，針對嚴重事故情況下的氫氣管理，已經發展了許多緩解措施概念，以限制氫氣爆炸可能造成的對安全殼完整性的威脅。這些措施可以歸結為兩類：第一種是稀釋氧氣或氫氣濃度，控制安全殼混合氣體成分，避免達到可燃濃度，例如事故預惰化、事故后惰化、事故后稀釋、混合；第二種減小安全殼內的可燃氣體成分，例如點火器、催化復合器等。

對于安全殼體積比較小的堆型，采取向安全殼注入氮氣的方法使安全殼內空氣惰化，來避免各種類型事故下的氫氣爆炸。針對嚴重事故，氫氣點火系統也被安裝在幾個核電廠。對于大型干式壓水堆安全殼，它有較大的安全殼體積和較強的壓力承載能力，所以氫氣不太可能在安全殼內發生整體性爆炸，更大的可能性是由于局部氫氣濃度過高而產生局部氫氣爆炸。這種局部的氫氣爆炸，直接威脅安全殼完整性的可能性較小，但是在一定的條件下，它可能會破壞安全殼內部的設備和建筑結構，形成彈射物，導致安全殼失效。

國內在嚴重事故氫氣安全領域的研究尚處于起步階段，主要工作是分析氫氣產生機理、開發和應用國外引進的氫氣行為分析程序等。國內已建的壓水堆核電廠中，除了從俄羅斯引進的田灣核電站外，其他核電廠的氫氣控制系統的初始設計都是以設計基準事故為基礎的，較難滿足嚴重事故下的安全系統功能的要求。

研究表明，不適宜的投入噴淋會破壞安全殼內的惰性環境，引起氫氣爆燃或爆炸，在安全殼內產生靜態或動態的壓力負載，可能導致安全殼失效。在有安注投入情況下，適宜投入持續噴淋的時間窗口很小，有必要制定相關準則指導噴淋的投入與關閉。

綜上所述，在氫氣風險研究方面，目前國內外的熱點問題集中在4個方面：1）進行小規模單效實驗的氫氣現象研究，改進機理性模型，涉及氫氣流動分層、水蒸汽壁面冷凝效應、氫氣燃燒和爆炸等現象；2）針對氫氣復合器的催化效率、復合器對安全殼內氣體流動的影響，進行小型或大型的驗證實驗；3）進行安全殼氫氣流動分布的大型驗證實驗，為開發流體力學計算、分析程序提供數據；4）使用相應的計算程序，分析和評估核電廠氫氣管理策略，得到可實施的解決方案。

2 氫氣源項

2.1 氫氣源項分析

在嚴重事故下，氫氣產生一般分為壓力容器內與壓力容器外兩個階段。

2.1.1 壓力容器內的氫氣源項

鋯的氧化：在堆芯升溫期間，氫氣由鋯包殼與水蒸氣的鋯水氧化反應所產生，相關現象已經十分清楚。盡管存在一些不確定性，但目前普遍認為對于1 000 MW的典型壓水堆而言，在堆芯仍然保持完整時，氫氣源項的速率為0.2 kg/s，已經十分的精確。

鋼的氧化：鋼的氧化大約占到氫氣總產生量的10%～15%，與鋯的氧化類似，已經得到了十分精確的數據。

B4C的氧化：B4C在BWR、VVER和一些PWR中用作吸收材料。其與蒸汽的氧化過程在1 400 K以下時十分清楚，而對于1 400 K以上還需進一步研究。B4C能夠顯著地增加產生氫氣源項的時間，因為它在蒸汽中的氧化，與鋯反應相比，每克物質能夠釋放更多的熱量并產生更多的氫氣。

在再淹沒階段和“淬火”階段的氫氣產量：裸露堆芯的再淹沒和“淬火”是結束嚴重事故瞬態最重要的事故管理方法。如果堆芯過熱，這種措施將加深鋯包殼的氧化，導致溫度升高。短期的淹沒和“淬火”可能導致很高的氫氣產生速率，必須在風險分析和氫氣緩解系統的設計中加以考慮。即使到近期，關于“淬火”的實驗數據還比較缺乏。目前現有的鋯/水蒸氣的氧化關系并不適用于決定增長的氫氣產量。

2.1.2 壓力容器外的氫氣源項

水的輻解作用：在正常運行和事故狀態下水都會產生放射性。它可能發生在堆芯和堆坑中，包括各種輻射導致的水分子分解，其結果是產生氫分子和氧分子。目前對于室溫條件下純水的現象已經了解，而更多的不確定性來源于溫度的升高和雜質的引入。但是研究發現在事故條件下該類氫氣的產生速率較低，可以通過氫氣緩解措施，例如氫氣復合器加以消除。在運行規定中認為水的輻照分解屬于設計基準內的事故。

腐蝕反應：在安全殼的此類反應中唯一明顯的氫氣源項來自于鋅和鋁的腐蝕反應，其中鋅存在于一些種類的油漆和電鍍的鋼中。這些反應對于pH值來說十分重要。在研究中發現在幾小時中可能產生幾百千克的氫氣，同水的輻照反應類似，這種源項也可以由氫氣緩解措施加以排除。

二氧化鈾與水和水蒸氣的反應：二氧化鈾與水蒸氣反應會產生UO2+x和氫氣，而反應的程度取決于水蒸氣和氫氣的分壓。

熔融堆芯和混凝土的相互作用：在一些實驗和理論程序中研究了干燥條件下的熔融堆芯和混凝土的相互作用，氫氣和一氧化碳在MCCI中的產生過程已經清楚。從本質上講是由于金屬被過程中釋放出的氣體（水和二氧化碳）氧化，而金屬的氧化順序分別是：Zr、Si、Cr和Fe。其中Zr、Cr和Fe來自熔融的堆芯、壓力容器和混凝土屏障，Si則是由混凝土中的SiO2與Zr反應得到，而SiO2的主要影響是延遲氫氣的產生。在堆芯和混凝土相互作用的早期中，大部分的氫氣來源于Zr的氧化。而不確定性則是由于所需考慮的Zr的初始質量，因為在不同的事故序列中Zr的初始質量并不相同。但是Zr的初始質量取決于事故中壓力容器內的氧化程度。總的來說，剩余的Zr是早期氫氣產生的主要來源，在MCCI反應中較早的被氧化。在典型的壓水堆電廠中全部Zr完全氧化而相應產生的氫氣產量在1 000 kg量級。當Zr及其產物消耗完后，在MCCI中長期釋放的氫氣主要來自于鐵的氧化，典型釋放速率為2 mol/s（4 g/s)，并且會持續釋放幾天。這種釋放會伴隨大流量的蒸汽流，能夠降低燃燒概率。需要提醒的是， MCCI的長期傳熱仍然存在不確定性，將會導致安全殼失效時間節點的不確定性，同時長期的過壓失效仍是一個安全問題。

碎片和氣態層的相互作用：在壓力容器高壓失效的情況中，熔融堆芯會以液滴的形式向堆腔噴射。在實驗中顯示由于這些液滴的面積很大，會與氣態層相互作用形成氫氣，主要的過程是金屬的氧化。與熔融堆芯和混凝土的相互作用類似，首要的不確定性就是熔融堆芯中的金屬質量，與事故中壓力容器內的鋯氧化程度有關。

2.2 田灣核電站嚴重事故下氫氣源項

在不同的事故序列中，氫氣的產生特性（例如產生時間、釋放速率、總量等）是不同的。為了準確而全面的理解氫氣產生特點，本節從設計基準事故和超設計基準事故兩個方面進行田灣核電站嚴重事故下氫氣源項的介紹。

2.2.1 設計基準事故下安全殼氫氣源項

俄羅斯圣彼得堡設計院對設計基準事故工況下安全殼氫氣源項進行了分析，分析表明LOCA事故下安全殼區域內會釋放大量的氫氣。分析采用最大可信事故工況（MDA）作為確定安全殼消氫系統在設計基準事故中實現其設計功能的工況，對事故中和事故后所有氫氣源（不包括蒸汽與鋯的反應）釋放進入安全殼區域氫氣進行分析計算，在確定MDA中氫氣釋放總量時，考慮1%的鋯與蒸汽氧化反應而產生9.9 kg氫氣在25 s內與汽、氣混合物介質一起進入安全殼區域。在事故期間以及事故后的30天內，各種氫氣源所產生的氫氣總量為88.4 kg。

2.2.2 超設計基準事故下安全殼氫氣源項

采用計算機程序MARCH-3、DINAMIKA-97對超設計基準事故的事故后果進行計算分析。MARCH-3用于分析堆芯喪失冷卻（堆芯部分或全部熔化）的廣泛事故工況譜下，反應堆堆芯、一回路系統和安全殼內熱工水力過程。分析計算的超設計基準事故包括：

● 喪失所有交流電源8 h或24 h；

● 喪失所有給水；

● 大LOCA疊加安注系統能動部件失效；

● 小LOCA疊加安注系統能動部件失效；

● 大LOCA疊加冷卻劑再循環阻塞；

● 未能緊急停堆的預期瞬態；

● 在反應堆頂蓋撤除和/或反應堆密封條件下喪失應急與計劃冷卻系統24 h。

針對上述計算中產氫量較大的事故序列，俄羅斯圣彼得堡設計院采用嚴重事故最佳估算程序RATEG/SVRCHA/HEFEST對以下嚴重事故序列進行了研究：

● 穩壓器波動管破裂（DN346）疊加全廠斷電與柴油發電機失效；

● 穩壓器波動管破裂（DN346）疊加安注系統能動部件失效；

● 冷腿大破口（DN300）疊加安注系統能動部件失效；

● 穩壓器噴淋管線破裂（DN179）疊加安注系統能動部件失效；

● 冷腿小破口（DN80）疊加安注系統能動部件失效；

● 冷腿小破口（DN25）疊加全廠斷電與柴油發電機失效；

●喪失所有交流電源8 h或24 h（包括燃料冷卻水池冷卻喪失）；

● 穩壓器噴淋管線破裂（DN179）疊加冷卻劑再循環阻塞。

由上述氫氣釋放進入安全殼的動力學分析可知，所考慮的超設計基準事故可以分為以下兩類：

● 小LOCA，失電事故；

● 大LOCA。

小LOCA和失電事故的特點是：冷卻劑通過破口連續泄露，釋放強度較低，最大總氫氣釋放量通常可達600～800 kg。大LOCA事故的特點是：在一定時間內釋放強度較高，進入安全殼的總氫氣釋放量可達300～400 kg。

采用KUPOL-M程序對失電事故（包括一回路失水事故）中安全殼隔間內的氫氣蔓延和氣體成分進行分析表明：在失電事故中，包括一回路失水事故，由于蒸汽惰化了氣體介質，因此整個事故中可以排除氫氣燃燒的可能。一回路熱腿小破口（DN25）疊加全廠斷電與柴油發電機失效為例，安全殼各隔間內氫氣、氧氣及水蒸氣的分布，由于電站反應堆廠房內設置了非能動式復合器JMT系統，在JMT系統運行中將氫氣與氧氣復合掉，直到其濃度達到一定低的值，在事故后期間是安全的，此時，噴淋系統投入運行。

如果發生小LOCA事故而且安注系統能動部件失效，系統JMT的作用是將堆芯熔化所產生的相當量的氫氣燒掉，從而可靠地防止氫氣在安全殼內任何地方發生燃燒。在這種情況下，通過操縱員干預使噴淋系統退出運行，就可以符合氫氣安全標準。

采用KUPOL-M程序對發生大LOCA事故而且安注系統能動部件失效事故中安全殼隔間內的氫氣蔓延和氣體成分進行分析表明：發生大LOCA事故而且安注系統能動部件失效工況下，蒸汽發生器室內有局部氫氣積聚的危險。以穩壓器波動管破裂（DN346）疊加安注系統能動部件失效為例，此時，JMT系統功能對氫氣情況沒有明顯的影響，因為通過破口的最大氫氣流量超過該系統容量一個數量級。在這種情況下，由于噴淋系統退出運行而導致安全殼大氣被蒸汽惰化，使得氫氣安全標準得以滿足。當系統JMT起作用時，燒掉氫氣，直到其濃度低到一定值，從而確保安全殼事故后冷卻時安全的。

3 田灣核電站安全殼消氫系統

3.1 系統設置

為應對設計基準事故以及超設計基準事故下由反應堆向安全殼釋放的氫氣，田灣核電站設計安裝了非能動式氫氣復合器（系統編碼為JMT），通過可控的氧化反應消耗安全殼內的高濃度氫氣，防止氫氣濃度達到爆炸極限，避免氫氣爆炸從而防止安全殼整體密封性喪失。在設計基準事故中，該系統將水蒸氣和空氣混合物中的氫濃度維持在低于火焰擴展的濃度限值；在超設計基準事故下，系統保持氫氣濃度在不爆炸水平；萬一發生局部燃燒，系統將防止大范圍（與安全殼主隔間的尺寸可比）內氫氣的快速燃燒。

為對事故工況下安全殼內氫氣和氧氣濃度進行監測，以便確定事故的某一階段有無可燃混合物出現，并確定出現不同燃燒方式的可能性，同時為操縱員提供應急決策信息，田灣核電站設置了兩套獨立的氫氣濃度監測系統，分別為JMU10和JMU20系統。其中，JMU20系統用于設計基準事故，其功能為在最可能釋放氫氣的地點監測氫氣濃度，并且當氫氣濃度超過設計值時向主控室和備用控制室發出信號；JMU10系統用于在超設計基準事故中，對可能出現氫氣釋放位置的汽/氣混合介質中氣體組成成分的容積濃度進行監測，監測系統能夠確保在主控室、備用控制室和超設計基準事故控制盤上對設計工況以及設計中所考慮的超設計基準事故條件下的參數進行連續顯示和報警。

3.2 非能動式氫氣復合器

3.2.1 復合器布置

田灣核電站設計方采用俄羅斯國家核與輻射安全管理局批準的KUPOL-M和3D SRP程序，對嚴重事故工況下氫氣在安全殼隔間內的蔓延和積聚以及復合模型進行分析，并以此為依據確定非能動式氫氣復合器在安全殼隔間內的分布及容量。

非能動式氫氣復合器JMT系統容量是根據下列條件選定的：在堆芯融化的超設計基準事故中，在5～7 h內高達1 000 kg的氫氣釋放進入安全殼隔間。這一時間是嚴重事故情況下壓力容器內釋放階段的時間，熔融物落入堆腔。嚴重事故這一階段的特點是氫氣釋放速度最大，因此系統容量應由此選定。除了出現釋放事故的區域（通常出現在蒸汽發生器隔間內）外，在上述事故過程中，氫氣在整個安全殼隔間內的分布比較均勻。

為了保證在整個安全殼空間內氫氣分布基本均勻，根據KUPOL-M程序對所有設計基準事故及超設計基準事故序列中安全殼內氫氣的傳播分析，將非能動式氫氣復合器布置在安全殼上部及可能的氫氣流入聚集點；同時為了避免LOCA事故中管道破裂射流和飛射物導致的氫復合器失效，將其設置在大設備和強化混凝土設備之后。復合器的這種布置，可確保事故時穩壓器間隔內最多出現兩臺復合器退出運行、在其他任何帶有泄漏的隔間內最多出現一臺復合器退出運行。

安全殼消氫系統采用FRAMATONE公司提供的非能動式氫氣復合器，每臺機組共裝有44臺氫氣復合器，其中16臺FR1-750T，28臺FR1-1500T，總消氫能力為188.48 kg/h，主要布置在安全殼的上部位置以及氫氣可能蔓延和積聚的位置。非能動式氫氣復合器屬于安全2級，全部設備屬抗震1級，并且在所有設計模式的環境參數下保證系統運行。

3.2.2 復合器的試驗和定期檢查

JMT氫氣復合器在啟動前（現場安裝前）已對所有安裝的氫氣復合器催化板進行了催化板表面污染程度、催化層是否脫落、催化劑表面是否變色等情況進行外觀檢查以及催化板反應性能的特性試驗。

根據田灣核電站《1號機組核安全相關系統與設備定期試驗監督大綱》及《2號機組核安全相關系統與設備定期試驗監督大綱》第2章規定，每次換料大修期間對裝在安全殼內20%的氫氣復合器進行特性試驗（每臺復合器取出3片連續的催化板）以檢驗其性能是否滿足設計要求。整個運行壽期內，從復合器中取出相同編號的催化板進行檢查，以便與催化板的歷史催化性能作比較。以這種方式，每5年完成所有復合器的性能檢查。

氫氣復合器特性試驗采用含氫氣體積濃度3%的空氣作為試驗氣體，壓縮空氣作為吹掃氣體，每次測試3塊催化板的性能，催化反應是否開始主要通過比較催化板表面的溫度與入口氣體的溫度及混合氣體中氫氣含量的減少來判斷。如果出口氣體中氫氣濃度在15 min內降到75%的初始氫氣濃度，則表明催化板性能滿足試驗要求。

田灣核電站1、2號機組歷次大修和調試期間氫氣復合器消氫特性試驗結果表明，歷次試驗的反應時間都遠低于試驗要求的15 min，余量較大，田灣核電站非能動式氫氣復合器的性能均滿足試驗驗收準則。

3.3 JMU20氫氣監測系統

基于對氫氣源的分析結果，確定了在田灣核電站反應堆廠房內8個位置點安裝安全殼氫氣監測系統的氫氣分析儀，用于正常運行工況和設計基準事故工況下反應堆廠房內氫氣濃度監測。氫氣分析儀的位置對應于可能出現最高氫氣濃度的地方。分析儀的指示值說明了安全殼隔間內的氫氣分布和濃度情況，并且可用于判斷安全殼消氫系統JMT的可用性。

JMU20系統由FS16K型氣體報警器和WS85型氫氣探頭構成，能夠對氫氣濃度進行連續測量。氫氣探頭具有耐腐蝕、耐輻射性能，安裝在安全殼內氫氣容易聚集的位置，從探頭輸出的信號送到控制廠房機柜內的FS16K模件上進行分析處理。在探頭內由惠斯通電橋的二分之一構成的燈絲被中央控制單元提供的電流加熱到適合催化反應的溫度，如果探頭接觸到可燃氣體，氧化燃燒會使燈絲溫度升高，從而導致燈絲電阻升高。燈絲電阻升高后引起電橋不平衡，并且隨著可燃氣體濃度的增加而增加，由此產生的電壓信號就可以用來顯示可燃氣體的濃度并觸發報警。

該系統最多可達16個測量通道，并且這16個通道可以連接到一個主模件上。每個通道的中央控制單元提供給探頭線路的加熱電流大小為250 mA，從探頭出來的電壓信號是未經放大的電橋信號，信號經過FS16K氣體報警儀處理轉換成4～20 mA標準輸出信號，然后送到電站的正常運行儀控系統（TXP系統），TXP系統將采集到的信號進行計算處理后，送到主控室和備控室操縱員OT畫面顯示，為操縱員提供信息支持，以便及時采取措施防止氫氣濃度上升達到爆炸極限。

為了保證氫濃度監測系統運行穩定可靠，需定期對測量系統進行檢查和校驗。因此，在機組每次大修時都會安排時間窗口對JMU20氫濃度監測系統進行檢查和校驗。

檢查校驗的內容包括：

● 檢查FS16K氣體報警器輸出設置和報警值設置；

● 檢查測量回路電阻以及對地絕緣電阻；

● 檢查回路斷線報警是否正常；

● 檢查并調整探頭加熱電流到（250±5）mA；

● 零點校驗；

● 滿點校驗。

每次校驗完畢后，再用體積濃度約2%的標準氫氣對測量通道的性能進行測試，檢查FS16K氣體報警器的輸出電流是否符合要求。當測量誤差超過允許值時，需要重新進行校驗調整，直到測量結果符合要求為止。

目前，兩臺機組氫濃度分析系統每次大修時的檢查校驗結果表明，該系統的測量性能滿足指標要求。

3.4 JMU10氫氧分析系統

JMU10氫氧分析系統包括13套氫氧濃度分析儀表（其中，5套為氫濃度測量回路，8套為氫氧濃度復合測量回路）、8只溫度傳感器、2只安全殼壓力傳感器。基于對氫氣源的分析結果，測點主要布置在安全殼內氫氣易產生和集聚的位置。氫濃度傳感器量程有0～10%和0～25%兩種類型，氧傳感器量程為0～25%，滿足特定工況下的高濃度氫氣的測量要求。

由于氫氧傳感器可靠連續運行時間為7 200 h，故在安全殼處于正常運行和設計基準事故工況下，此測量系統處于斷電待命狀態，一旦發生超設計基準事故工況，由運行人員將測量系統的電源送電，此時儀表就可以進入測量狀態，并在整個事故工況下保持運行。

由于在正常工況下，氫氧分析儀處于斷電待命狀態，因此需定期對儀表的測量性能進行驗證。每兩個換料周期（20個月），對每個測量回路進行校驗。分別用氫氣濃度為2%、10%、18%的標準混合氣體（其余組份為氮氣）對氫濃度傳感器進行零位和滿度的校驗；用氧氣濃度為10%和21%的標準混合氣體（其余組份為氮氣）對氧濃度零位和滿度校驗。當測量誤差超出允許值時，可通過信號處理單元對測量信號進行調整修正。

目前，兩臺機組的氫氧分析儀表在完成安裝和調試后已經5年，均已經進行了兩次性能驗證，測試結果滿足性能指標。

4 結束語

田灣核電站在設計階段已經對設計基準事故及超設計基準事故下安全殼內氫氣源項在安全殼隔間內的蔓延、積聚以及復合的模型進行分析，并以此為依據確定非能動式復合器在安全殼隔間內的分布及容量。安全殼消氫系統的容量基于在5～7 h內全部堆芯融化的超設計基準事故的產氫量（約1 000 kg）。同時，田灣核電站根據設計基準事故和超設計基準事故下安全殼內氫氣分布的情況，安裝了設計基準事故工況下對安全殼內氫濃度進行連續監測的儀表設備以及超設計基準事故工況下對安全殼內氫氧濃度進行監測的儀表設備，測點布置滿足特定工況下對安全殼內氫氣濃度的監測要求。測量結果能夠在主、備控制室以及超設計基準事故后備盤上得到顯示、記錄和報警。為操縱員提供了良好的決策、支持信息。

系統調試結果及歷次大修對氫氣復合器及氫氣監測系統的檢查結果表明，這些系統滿足設計要求，運行正常；同時這些系統及事故后具體行動，均已列入田灣核電站超設計事故管理導則的要求當中，滿足《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》第五部分“氫氣監測與控制系統改進的技術要求”。

[1] 郭連城. 壓水堆核電廠嚴重事故情況下氫氣源項研究[D]. 上海: 上海交通大學碩士學位論文，2007.1.（GUO Lian-cheng. Study on hydrogen source term of PWR nuclear power plant under severe accident condition [D]. Shanghai: MS thesis of Shanghai Jiao Tong University, 2007.1.）

[2] 鄧堅. 大型干式安全殼嚴重事故條件下氫氣控制研究[D]. 上海: 上海交通大學博士學位論文，2008.9.（DENG Jian. Study on hydrogen control for large dry type containment under severe accident condition [D]. Shanghai: Ph.D thesis of Shanghai Jiao Tong University, 2008.9.）

[3] 田灣核電站1、2號機組安全殼消氫系統評價報告OPT-ZT-435-2012[R]. 2012.（Assessment report on the containment hydrogen elimination system of Unit 1 & 2 of Tianwan NPS OPTZT-435-2012 [R]. 2012.）

Hydrogen Control in Severe Accident of Nuclear Power Plant

LIU Wei，WANG Fei，YANG Hai-lin，QI Chuan-gang，ZHANG Xiang-gui
（Jiangsu Nuclear Power Co., Ltd., Lianyungang of Jiangsu Prov. 222042）

This article described the hydrogen risk in the containment in case of severe accident, the research status on hydrogen behavior in case of severe accident at home and abroad, and the specific measures for alleviating or controlling the hydrogen risk. On this basis, the system and method of Tianwan nuclear power plant for controlling hydrogen risk in case of severe accident is introduced, test results and previous inspection results showed that this method has the capacity of severe accident prevention and mitigation, the safety risk is under control and the safety is guaranteed, the demands of the National Nuclear Safety Administration for general technical improvement of nuclear power plant after Fukushima nuclear accident are met.

Tianwan nuclear power plant; severe accident; containment; hydrogen risk; hydrogen control

TM623Article character：A

：1674-1617(2014)04-0352-07

TM623

：A

：1674-1617(2014)04-0352-07

2014-07-23

劉 瑋（1981—），男，湖南新化人，碩士，高級工程師，江蘇核電有限公司運行處高級操縱員。