我國核電廠安全殼內(nèi)防氫爆設計及其改進情況

黃偉峰+史海富+李麗娟

摘 要：該文分析了壓水堆核電廠氫氣的來源、控制措施，并介紹了我國在役和在建壓水堆核電廠防氫爆的設計情況、存在的問題和福島核事故后的改進措施。

關(guān)鍵詞：福島核事故 防氫爆 復合器 點火器 氫測量

中圖分類號：TL3 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2014）08（c）-0060-04

The Design of Prevention Hydrogen Explosion and Its Improvement Inside Containment of Chinas Nuclear Power Plant

HUANG Weifeng SHI Haifu LI Lijuan

（China Nuclear Power Engineering CO.， LD， Beijing 100840，China）

Abstract：This paper analyzes the hydrogen sources， controlling measures of PWR nuclear power plant， and introduces the situation， problems，and improvement measures of prevention hydrogen explosion measures of Chinas operating and constructing PWR nuclear power plant.

Key words：Fukushima nuclear accident prevent hydrogen explosion recombiner ignitor hydrogen measure

2011年3月11日，日本福島第一核電廠發(fā)生核事故（簡稱福島核事故），氫氣爆炸的場景給人們留下了太深的印象。氫爆的影響非常大，一方面導致了1-4號機組反應堆廠房損壞，其中2號機組安全殼發(fā)生損壞，放射性直接向環(huán)境泄漏；另一方面可能導致廠房內(nèi)設備和系統(tǒng)損壞，難于恢復使用，妨礙了事故的緩解和處理進程。

福島核事故發(fā)生的氫爆，讓人們高度關(guān)注核電廠設計中的防氫爆問題。實際上，防氫爆一直是核電廠設計中重要的安全問題，在我國核安全法規(guī)中都有明確規(guī)定。由于我國核電廠主要為壓水堆，該文將介紹壓水堆核電廠防氫爆的設計情況。但是，無論壓水堆核電廠還是沸水堆核電廠，氫氣的來源和防氫爆設計措施都是類似的。

1 核電廠氫氣來源

在壓水堆核電廠發(fā)生設計基準事故或嚴重事故后，在安全殼內(nèi)可能積聚大量氫氣，并可能與安全殼中的氧氣發(fā)生反應而導致爆燃和爆炸，使安全殼內(nèi)產(chǎn)生高溫和超壓，從而造成安全殼的泄漏率超過規(guī)定值，還可能引起事故后所必需的系統(tǒng)和部件的損壞。

設計基準事故下主要考慮安全殼內(nèi)下列幾種途徑產(chǎn)生的氫氣：

（1）燃料的鋯包殼與反應堆冷卻劑的反應。

（2）失水事故后應急堆芯冷卻溶液的輻照分解（此過程中同時放出氧氣）。

（3）應急堆芯冷卻或安全殼噴淋所用的溶液對金屬的腐蝕。

在嚴重事故情況下氫氣產(chǎn)生通常分為壓力容器內(nèi)和壓力容器外兩個階段。壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)生源包括：金屬與水蒸汽在高溫下的反應、碳化硼的氧化過程、堆芯再淹沒過程中的燃料與冷卻劑相互作用，該過程與設計基準事故工況類似，但產(chǎn)生的氫氣量更大；壓力容器外氫氣產(chǎn)生源主要指高溫熔融物與安全殼底板混凝土相互作用過程（MCCI）產(chǎn)生的氫氣。當壓力容器下封頭失效后，堆芯熔融物將會進入堆腔，與地板混凝土發(fā)生反應，并從混凝土中放出CO2，CO2又會與金屬發(fā)生反應產(chǎn)生H2及其他可燃氣體。

2 核電廠防氫爆措施介紹

世界各國對事故情況下氫氣風險的控制措施進行了大量研究，并將其應用于核電站設計。

2.1 氫氣濃度控制方法

對于體積較小的安全殼（例如福島核電站堆型BWR MARK I/MARK II），通常采用事故預惰化或稀釋的方法。而對于目前主流的壓水堆大型干式安全殼內(nèi)的氫氣控制，主要采用非能動氫復合器、點火器或其組合的方式，這三種緩解措施的特點見表1。

2.1.1 氫氣復合器

氫氣復合器是利用催化劑使氫氣和氧氣在濃度低于可燃極限的時候發(fā)生化合反應消耗掉，從而降低安全殼內(nèi)氫氣濃度。最新的這種復合器是自動啟動，外殼可引導氣流向上通過氫復合器，在殼體的下部裝有一個插入很多平行的豎直不銹鋼板的框架，在這些不銹鋼板上涂滿活性催化劑。含氫氣體混和物在催化劑作用下發(fā)生氫-氧化學反應，并釋放出熱量使復合器下部的氣體密度降低，進而加強了氣體對流，以使大量的含氫氣體進入與催化劑接觸，以此來保證高效的消氫功能。它的特點是非能動，不需任何支持系統(tǒng)；其復合反應可在低溫下自啟動，復合效率高；可在高溫高壓下正常工作；催化板防水、耐熱，可長時間有效。設備可工作在嚴重事故環(huán)境條件下。

2.1.2 點火器

點火器的理論依據(jù)和假設是嚴重事故下安全殼內(nèi)不可避免地存在隨機的點火源（如電火花、電纜等），與其如此，不如在氫氣安全濃度的范圍內(nèi)利用點火器主動點燃氫氣，使之緩慢燃燒消除氫氣，以避免發(fā)生爆燃燒及更嚴重的氫氣爆炸而威脅安全殼完整性。目前較為成熟的點火器有火花塞式點火器、電擊發(fā)式點火器、催化式點火器三種。點火器的主要弱點是多數(shù)類型的點火器需要依靠外部能量來啟動，如果失去支持系統(tǒng)，點火器就可能失效。（見表1）

影響非能動氫復合器及點火器消氫效率和安全性的因素主要是混合氣體中水蒸汽濃度和氫氣釋放速率。水蒸汽能夠有效地抑制氫氣火焰加速和氫氣從燃燒向爆炸的轉(zhuǎn)變；氫氣復合器在氫氣釋放速率較低時，能夠有效地消除氫氣，如果氫氣釋放速率較高，超過氫氣復合器自身的能力時，則氫氣復合器不足以應付氫氣燃爆風險；所以采取氫氣復合器聯(lián)合點火器的方式，在事故早期采取點火器可以消除氫氣火焰加速和燃爆轉(zhuǎn)變的威脅，在事故中后期，采取非能動氫氣復合器在低于氫氣可燃濃度及水蒸汽惰化的情況下持續(xù)、安全、有效地消除氫氣。endprint

2.2 氫氣濃度的監(jiān)測

對安全殼內(nèi)氫氣濃度進行有效監(jiān)測是防氫爆設計中的一項重要措施。在事故情況下，通過氫氣測量系統(tǒng)，可以了解安全殼內(nèi)氫氣濃度及其分布情況，了解消氫系統(tǒng)的工作情況，用于事故管理，為采用應對措施和應急計劃提供信息。

目前氫氣濃度監(jiān)測系統(tǒng)主要有兩類：

一類是在安全殼內(nèi)安裝氫氣測量裝置，將數(shù)據(jù)傳遞到主控制室和應急控制中心。這類方法的難點在于氫氣測量裝置設計和制造需要滿足事故環(huán)境條件下有效運行的要求。目前，國內(nèi)已研制成功，不久前通過了鑒定。

另一類是將安全殼內(nèi)氣體引出到安全殼外的測量裝置進行分析，再將分析數(shù)據(jù)傳遞到主控室和應急控制中心。這類方法主要是需要避免放射性泄漏的風險。

3 我國核電廠防氫爆設計情況

3.1 概述

我國《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102-2004）對核電站防氫爆設計要求如下：“（1）必須……控制設計基準事故下安全殼氣體中的氫或氧和其他物質(zhì)的濃度，以防止可能危及安全殼完整性的燃爆或爆炸。（2）必須充分考慮在嚴重事故下控制可能產(chǎn)生或釋放的裂變產(chǎn)物、氫和其他物質(zhì)的措施”[2]。

截至2013年7月，我國已有17臺核電機組在運行，主要為二代改進型壓水堆核電機組。建造時，這些機組均考慮了在設計基準事故（DBA）情況下安全殼內(nèi)防止發(fā)生氫爆的措施；但由于當時的設計規(guī)范和核安全法規(guī)并未要求在設計上考慮嚴重事故（SA），因此，除了2004年以后運行的田灣1&2號機組和嶺澳二期、秦山二期擴建、紅沿河1號機組、寧德1號機組，其它運行機組建造時未考慮嚴重事故情況下防止發(fā)生氫爆的設計措施（設置情況見表2）。

隨著2004年《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102-2004）發(fā)布實施，要求核電站設計必須考慮設計基準事故和嚴重事故下的防氫爆措施。

我國在建核電機組都是在2004年以后開工建設的，其中三門核電廠和海陽核電廠屬于AP1000堆型，臺山核電廠屬于EPR堆型，其他屬于M310改進型核電機組。福島核事故前，這些在建機組在設計上均考慮了設計基準事故和嚴重事故情況下的防氫爆措施，下文將分別簡要介紹這三類核電機組防氫爆設計情況。

3.2 M310改進型核電廠防氫爆設計

我國在建M310改進型核電廠安全殼內(nèi)防止氫爆的設計措施基本相同，分成設計基準事故和嚴重事故兩種情況。

3.2.1 設計基準情況下防氫爆設計

在建M310改進型核電廠設置了安全殼內(nèi)大氣監(jiān)測系統(tǒng)（ETY），其中一個子系統(tǒng)的作用是控制LOCA后安全殼內(nèi)的氫氣濃度。該子系統(tǒng)屬于安全2級系統(tǒng)。

ETY氫氣濃度控制子系統(tǒng)執(zhí)行以下三個獨立的功能：

（1）安全殼空氣的混合和取樣。

該系統(tǒng)由兩條并聯(lián)管線組成，主要設備包括1臺電動風機和1部移動式取樣裝置等。當安全殼內(nèi)絕對壓力低于0.15 MPa、溫度低于80 ℃且所需采樣的氣體已能代表安全殼內(nèi)氣體時，方可進行取樣。取樣人員進入燃料廠房的取樣器防護區(qū)內(nèi)取樣。樣品收集在帶有注射器的小瓶中，送到實驗室進行分析。

（2）氫濃度測量。

氫分析儀取樣管道作為ETY小風量清洗回路的一個旁路，設置在燃料廠房。旁路上配備兩臺氫分析儀，分別與ETY兩臺風機進出端相接，測量的氫濃度同時在主控室顯示。

（3）氫氣復合。

為了在事故情況下降低安全殼內(nèi)氫氣的濃度，一般每個雙堆布置核電廠設置兩臺移動式氫復合器，分別放置在每個機組燃料廠房±0.00 m標高處。

LOCA事故后，兩臺復合器被盡快轉(zhuǎn)到發(fā)生事故的機組裝卸料大廳中進行安裝，通電，進入備用狀態(tài)。當壓力條件允許（絕對壓力小于0.15 MPa），在氫濃度達到1%到3%時啟動一臺氫復合器，減少氫氣使其濃度低于4%的臨界燃點。

3.2.2 嚴重事故下防氫爆設計

在建M310改進型核電廠設置了安全殼消氫系統(tǒng)（EUH），用于超設計基準事故（包括嚴重事故）下氫氣濃度的控制。EUH為非能動系統(tǒng)，一般包括33臺布置在安全殼內(nèi)不同位置的非能動氫氣復合器（包括不同復合能力的兩種類型）。氫復合器的布置位置是根據(jù)計算分析和現(xiàn)場情況，安裝在氫氣最可能聚積的地方，見表3。

由于我國還沒有針對超設計基準事故防范設施的設計分級標準或法規(guī)要求，EUH屬于非安全級系統(tǒng)，但抗震等級為1I類。

EUH是相對獨立的系統(tǒng)，與其他系統(tǒng)沒有接口，無需電源。在超設計基準事故下，當安全殼內(nèi)的氫濃度達到一定數(shù)值時，EUH氫復合器自動工作，能夠在發(fā)生相當于100%鋯-水反應情況下控制安全殼內(nèi)平均氫氣濃度不超過10%，以避免發(fā)生氫氣爆炸威脅安全殼的完整性。

3.3 AP1000型核電廠防氫爆設計

AP1000設置了安全殼氫氣控制系統(tǒng)，執(zhí)行氫濃度監(jiān)測、設計基準事故和嚴重事故下控制氫氣濃度的功能。

3.3.1 設計基準事故下防氫爆設計

AP1000設置了氫氣復合子系統(tǒng)，由兩臺安全相關(guān)的非能動氫氣復合器組成，安裝在安全殼內(nèi)高于操作平臺的區(qū)域，用于設計基準LOCA事故時氫氣控制。

該系統(tǒng)不需要電源和其它支持系統(tǒng)，當發(fā)生事故產(chǎn)生反應物（氫氣和氧氣）時，復合器自動啟動，通過催化劑（鈀或鉑）使氫氣和氧氣復合成水蒸汽，從而將氫氣控制在燃燒限值4%以下。

3.3.2 嚴重事故情況下防氫爆設計

AP1000設置了氫氣點火子系統(tǒng)，由布置在安全殼不同位置的66個氫氣點火器組成，用于嚴重事故下的氫氣控制。在100%鋯燃料包殼和水發(fā)生反應時，該子系統(tǒng)能將安全殼內(nèi)的平均氫氣濃度控制在10%以下。

該子系統(tǒng)為非1E級，點火器分成了兩組，由非1E級的不同電源供電。endprint

AP1000設有氫氣濃度監(jiān)測子系統(tǒng)，由三個非1E級的氫氣傳感器組成，安裝在安全殼穹頂上部，能探測總體氫氣濃度的變化。主控制室可連續(xù)指示氫氣濃度，并提供高氫濃度報警。氫氣傳感器由非1E級電源和UPS系統(tǒng)供電。

氫氣濃度監(jiān)測子系統(tǒng)可監(jiān)測0～20%的氫氣濃度。在發(fā)生事故情況下，點火器在安全殼氫氣體積濃度小于10%的設定值時啟動，使氫氣以可控方式燃燒（見表4）。

3.4 EPR型核電廠防氫爆設計

EPR設置了可燃氣體控制系統(tǒng)（ETY1，ETY2，ETY3），用于設計基準事故（DBC-2～DBC-4）和超設計基準事故（DEC）下氫氣濃度的控制。ETY1（Hydrogen reduction system）子系統(tǒng)的功能是消氫；ETY2和ETY3（Hydrogen mixing and distribution system）子系統(tǒng)的功能是催使氫氣對流混合，均勻分布，以減少氫氣局部聚積導致爆炸的風險。ETY1-ETY3屬于F2級，不用遵守單一故障準則。[5]

ETY1由約47個非能動復合器（包括不同復合能力的兩種類型）組成，在氫氣體積濃度大約為2%時自動啟動。事故情況下，ETY1能夠使安全殼平均氫氣體積濃度維持在10%以下；在嚴重事故期間約12小時內(nèi)，氫氣體積濃度減少到4%以下。

ETY2和ETY3由對流薄片（conv ection foil）、破裂薄片（rupture foil）和氫氣混合風門（hydrogen mixing damper）組成。在電廠運行期間，這些設備通過它們的關(guān)閉狀態(tài)/完整狀態(tài)和密封性將設備間的空間分成兩個包容空間；在事故情況下，通過設定的溫度值或根據(jù)壓差非能動地打開這些設備，兩個包容空間將轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€包容空間結(jié)構(gòu)，這樣有利于使安全殼內(nèi)氣體充分混合，快速有效地減小氫氣局部的高濃度與濃度梯度。

EPR設有安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)（ETY5），測量嚴重事故下的氫氣濃度，并提供氫氣和水蒸汽釋放總量、氫氣和水蒸汽分布、非能動氫氣復合器效率等重要數(shù)據(jù)，為采用額外的措施和應急計劃提供信息。ETY5通過布置在安全殼內(nèi)不同區(qū)域的四個取樣點采集氣體樣品，經(jīng)不銹鋼毛細管進入安全殼外的分析測量裝置，自動分析安全殼內(nèi)的氣體成分。

4 福島核事故后防氫爆設計改進

福島核事故后，國家核安全局發(fā)布了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）》（以下簡稱《通用技術(shù)要求》），對運行和在建核電廠提出了“氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)改進的技術(shù)要求”[6]，主要內(nèi)容包括“開展嚴重事故下安全殼氫氣的分析、氫氣監(jiān)測與控制措施有效性評估，以及氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)在嚴重事故情況下的功能和設備要求”。[6]簡而言之，就是要在嚴重事故情況下設置有效的氫氣監(jiān)測手段和消氫系統(tǒng)。

根據(jù)《通用技術(shù)要求》，國家核安全局和核電廠運營單位對運行、在建核電廠的防氫爆措施進行了評估，評估結(jié)果表明：

（1）AP1000機組、EPR機組和田灣1/2號機組滿足要求，不需要進行改進。

（2）秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亞灣和嶺澳一期，嚴重事故下氫氣監(jiān)測和消氫設計均不滿足要求，需要進行改進。

（3）秦山二期擴建和其它M310改進型機組，嚴重事故下氫氣監(jiān)測不滿足要求，需要進行改進。

對于不滿足要求的核電廠，經(jīng)過分析評估，采取的改進方案基本類似：

（1）消氫系統(tǒng)改進方案：在安全殼內(nèi)設置非能動氫氣復合器。根據(jù)嚴重事故下安全殼內(nèi)氫氣濃度及其分布的分析結(jié)果，確定非能動氫氣復合器的數(shù)量和布置位置。

（2）氫氣測量改進方案：在安全殼內(nèi)設置氫氣濃度測量儀表，嚴重事故下由該儀表將測量數(shù)據(jù)傳送到主控制室和應急控制中心。該類儀表國內(nèi)已研制成功，不久前經(jīng)過了專家鑒定。

5 結(jié)語

我國運行和在建核電廠均考慮了設計基準事故下防氫爆設計措施。對于嚴重事故下的防氫爆措施，我國運行中的嶺澳二期、秦山二期擴建、田灣1&2號機組、紅沿河1號機組、寧德1號機組和在建的二代改進型核電機組、AP1000、EPR均設置了用于嚴重事故下的消氫設備，滿足國際先進標準和我國核安全法規(guī)的要求；在福島核事故前不滿足要求的其它核電項目按照《通用技術(shù)要求》已陸續(xù)完成改進，將能有效應對氫氣爆炸的威脅。

福島核事故雖然暫時影響到我國目前核電發(fā)展的速度，但我國發(fā)展核電的決心和政策是不會變的。我們應加大核電安全基礎研究的投入，包括防氫爆的研究，為核電安全發(fā)展保駕護航。

參考文獻

[1] 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，2008.

[2] 國家核安全局.核動力廠設計安全規(guī)定[Z].北京，2004.

[3] 福建福清核電有限公司.福清核電廠1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].福建，2008.

[4] 三門核電有限公司.三門核電廠一期工程1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].浙江，2008.

[5] 臺山核電有限公司.臺山核電廠1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].廣東，2008.

[6] 國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）[Z].北京，2012.endprint

AP1000設有氫氣濃度監(jiān)測子系統(tǒng)，由三個非1E級的氫氣傳感器組成，安裝在安全殼穹頂上部，能探測總體氫氣濃度的變化。主控制室可連續(xù)指示氫氣濃度，并提供高氫濃度報警。氫氣傳感器由非1E級電源和UPS系統(tǒng)供電。

氫氣濃度監(jiān)測子系統(tǒng)可監(jiān)測0～20%的氫氣濃度。在發(fā)生事故情況下，點火器在安全殼氫氣體積濃度小于10%的設定值時啟動，使氫氣以可控方式燃燒（見表4）。

3.4 EPR型核電廠防氫爆設計

EPR設置了可燃氣體控制系統(tǒng)（ETY1，ETY2，ETY3），用于設計基準事故（DBC-2～DBC-4）和超設計基準事故（DEC）下氫氣濃度的控制。ETY1（Hydrogen reduction system）子系統(tǒng)的功能是消氫；ETY2和ETY3（Hydrogen mixing and distribution system）子系統(tǒng)的功能是催使氫氣對流混合，均勻分布，以減少氫氣局部聚積導致爆炸的風險。ETY1-ETY3屬于F2級，不用遵守單一故障準則。[5]

ETY1由約47個非能動復合器（包括不同復合能力的兩種類型）組成，在氫氣體積濃度大約為2%時自動啟動。事故情況下，ETY1能夠使安全殼平均氫氣體積濃度維持在10%以下；在嚴重事故期間約12小時內(nèi)，氫氣體積濃度減少到4%以下。

ETY2和ETY3由對流薄片（conv ection foil）、破裂薄片（rupture foil）和氫氣混合風門（hydrogen mixing damper）組成。在電廠運行期間，這些設備通過它們的關(guān)閉狀態(tài)/完整狀態(tài)和密封性將設備間的空間分成兩個包容空間；在事故情況下，通過設定的溫度值或根據(jù)壓差非能動地打開這些設備，兩個包容空間將轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€包容空間結(jié)構(gòu)，這樣有利于使安全殼內(nèi)氣體充分混合，快速有效地減小氫氣局部的高濃度與濃度梯度。

EPR設有安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)（ETY5），測量嚴重事故下的氫氣濃度，并提供氫氣和水蒸汽釋放總量、氫氣和水蒸汽分布、非能動氫氣復合器效率等重要數(shù)據(jù)，為采用額外的措施和應急計劃提供信息。ETY5通過布置在安全殼內(nèi)不同區(qū)域的四個取樣點采集氣體樣品，經(jīng)不銹鋼毛細管進入安全殼外的分析測量裝置，自動分析安全殼內(nèi)的氣體成分。

4 福島核事故后防氫爆設計改進

福島核事故后，國家核安全局發(fā)布了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）》（以下簡稱《通用技術(shù)要求》），對運行和在建核電廠提出了“氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)改進的技術(shù)要求”[6]，主要內(nèi)容包括“開展嚴重事故下安全殼氫氣的分析、氫氣監(jiān)測與控制措施有效性評估，以及氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)在嚴重事故情況下的功能和設備要求”。[6]簡而言之，就是要在嚴重事故情況下設置有效的氫氣監(jiān)測手段和消氫系統(tǒng)。

根據(jù)《通用技術(shù)要求》，國家核安全局和核電廠運營單位對運行、在建核電廠的防氫爆措施進行了評估，評估結(jié)果表明：

（1）AP1000機組、EPR機組和田灣1/2號機組滿足要求，不需要進行改進。

（2）秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亞灣和嶺澳一期，嚴重事故下氫氣監(jiān)測和消氫設計均不滿足要求，需要進行改進。

（3）秦山二期擴建和其它M310改進型機組，嚴重事故下氫氣監(jiān)測不滿足要求，需要進行改進。

對于不滿足要求的核電廠，經(jīng)過分析評估，采取的改進方案基本類似：

（1）消氫系統(tǒng)改進方案：在安全殼內(nèi)設置非能動氫氣復合器。根據(jù)嚴重事故下安全殼內(nèi)氫氣濃度及其分布的分析結(jié)果，確定非能動氫氣復合器的數(shù)量和布置位置。

（2）氫氣測量改進方案：在安全殼內(nèi)設置氫氣濃度測量儀表，嚴重事故下由該儀表將測量數(shù)據(jù)傳送到主控制室和應急控制中心。該類儀表國內(nèi)已研制成功，不久前經(jīng)過了專家鑒定。

5 結(jié)語

我國運行和在建核電廠均考慮了設計基準事故下防氫爆設計措施。對于嚴重事故下的防氫爆措施，我國運行中的嶺澳二期、秦山二期擴建、田灣1&2號機組、紅沿河1號機組、寧德1號機組和在建的二代改進型核電機組、AP1000、EPR均設置了用于嚴重事故下的消氫設備，滿足國際先進標準和我國核安全法規(guī)的要求；在福島核事故前不滿足要求的其它核電項目按照《通用技術(shù)要求》已陸續(xù)完成改進，將能有效應對氫氣爆炸的威脅。

福島核事故雖然暫時影響到我國目前核電發(fā)展的速度，但我國發(fā)展核電的決心和政策是不會變的。我們應加大核電安全基礎研究的投入，包括防氫爆的研究，為核電安全發(fā)展保駕護航。

參考文獻

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[5] 臺山核電有限公司.臺山核電廠1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].廣東，2008.

[6] 國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）[Z].北京，2012.endprint

AP1000設有氫氣濃度監(jiān)測子系統(tǒng)，由三個非1E級的氫氣傳感器組成，安裝在安全殼穹頂上部，能探測總體氫氣濃度的變化。主控制室可連續(xù)指示氫氣濃度，并提供高氫濃度報警。氫氣傳感器由非1E級電源和UPS系統(tǒng)供電。

氫氣濃度監(jiān)測子系統(tǒng)可監(jiān)測0～20%的氫氣濃度。在發(fā)生事故情況下，點火器在安全殼氫氣體積濃度小于10%的設定值時啟動，使氫氣以可控方式燃燒（見表4）。

3.4 EPR型核電廠防氫爆設計

EPR設置了可燃氣體控制系統(tǒng)（ETY1，ETY2，ETY3），用于設計基準事故（DBC-2～DBC-4）和超設計基準事故（DEC）下氫氣濃度的控制。ETY1（Hydrogen reduction system）子系統(tǒng)的功能是消氫；ETY2和ETY3（Hydrogen mixing and distribution system）子系統(tǒng)的功能是催使氫氣對流混合，均勻分布，以減少氫氣局部聚積導致爆炸的風險。ETY1-ETY3屬于F2級，不用遵守單一故障準則。[5]

ETY1由約47個非能動復合器（包括不同復合能力的兩種類型）組成，在氫氣體積濃度大約為2%時自動啟動。事故情況下，ETY1能夠使安全殼平均氫氣體積濃度維持在10%以下；在嚴重事故期間約12小時內(nèi)，氫氣體積濃度減少到4%以下。

ETY2和ETY3由對流薄片（conv ection foil）、破裂薄片（rupture foil）和氫氣混合風門（hydrogen mixing damper）組成。在電廠運行期間，這些設備通過它們的關(guān)閉狀態(tài)/完整狀態(tài)和密封性將設備間的空間分成兩個包容空間；在事故情況下，通過設定的溫度值或根據(jù)壓差非能動地打開這些設備，兩個包容空間將轉(zhuǎn)變?yōu)橐粋€包容空間結(jié)構(gòu)，這樣有利于使安全殼內(nèi)氣體充分混合，快速有效地減小氫氣局部的高濃度與濃度梯度。

EPR設有安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)（ETY5），測量嚴重事故下的氫氣濃度，并提供氫氣和水蒸汽釋放總量、氫氣和水蒸汽分布、非能動氫氣復合器效率等重要數(shù)據(jù)，為采用額外的措施和應急計劃提供信息。ETY5通過布置在安全殼內(nèi)不同區(qū)域的四個取樣點采集氣體樣品，經(jīng)不銹鋼毛細管進入安全殼外的分析測量裝置，自動分析安全殼內(nèi)的氣體成分。

4 福島核事故后防氫爆設計改進

福島核事故后，國家核安全局發(fā)布了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）》（以下簡稱《通用技術(shù)要求》），對運行和在建核電廠提出了“氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)改進的技術(shù)要求”[6]，主要內(nèi)容包括“開展嚴重事故下安全殼氫氣的分析、氫氣監(jiān)測與控制措施有效性評估，以及氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)在嚴重事故情況下的功能和設備要求”。[6]簡而言之，就是要在嚴重事故情況下設置有效的氫氣監(jiān)測手段和消氫系統(tǒng)。

根據(jù)《通用技術(shù)要求》，國家核安全局和核電廠運營單位對運行、在建核電廠的防氫爆措施進行了評估，評估結(jié)果表明：

（1）AP1000機組、EPR機組和田灣1/2號機組滿足要求，不需要進行改進。

（2）秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亞灣和嶺澳一期，嚴重事故下氫氣監(jiān)測和消氫設計均不滿足要求，需要進行改進。

（3）秦山二期擴建和其它M310改進型機組，嚴重事故下氫氣監(jiān)測不滿足要求，需要進行改進。

對于不滿足要求的核電廠，經(jīng)過分析評估，采取的改進方案基本類似：

（1）消氫系統(tǒng)改進方案：在安全殼內(nèi)設置非能動氫氣復合器。根據(jù)嚴重事故下安全殼內(nèi)氫氣濃度及其分布的分析結(jié)果，確定非能動氫氣復合器的數(shù)量和布置位置。

（2）氫氣測量改進方案：在安全殼內(nèi)設置氫氣濃度測量儀表，嚴重事故下由該儀表將測量數(shù)據(jù)傳送到主控制室和應急控制中心。該類儀表國內(nèi)已研制成功，不久前經(jīng)過了專家鑒定。

5 結(jié)語

我國運行和在建核電廠均考慮了設計基準事故下防氫爆設計措施。對于嚴重事故下的防氫爆措施，我國運行中的嶺澳二期、秦山二期擴建、田灣1&2號機組、紅沿河1號機組、寧德1號機組和在建的二代改進型核電機組、AP1000、EPR均設置了用于嚴重事故下的消氫設備，滿足國際先進標準和我國核安全法規(guī)的要求；在福島核事故前不滿足要求的其它核電項目按照《通用技術(shù)要求》已陸續(xù)完成改進，將能有效應對氫氣爆炸的威脅。

福島核事故雖然暫時影響到我國目前核電發(fā)展的速度，但我國發(fā)展核電的決心和政策是不會變的。我們應加大核電安全基礎研究的投入，包括防氫爆的研究，為核電安全發(fā)展保駕護航。

參考文獻

[1] 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，2008.

[2] 國家核安全局.核動力廠設計安全規(guī)定[Z].北京，2004.

[3] 福建福清核電有限公司.福清核電廠1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].福建，2008.

[4] 三門核電有限公司.三門核電廠一期工程1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].浙江，2008.

[5] 臺山核電有限公司.臺山核電廠1、2號機組PSAR第6.2節(jié)[Z].廣東，2008.

[6] 國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）[Z].北京，2012.endprint