核電廠嚴重事故氫氣監測系統的設計與研究

陳 杰 張 瑜 陳冬雷

(深圳中廣核工程設計有限公司上海分公司，上海 200241)

0 引言

各種核電廠風險研究中指出，在核電廠嚴重事故下所產生的氫氣燃燒效應是早期安全殼失效的主要貢獻之一［1］。在嚴重事故期間，輕水反應堆通過鋯水反應、堆芯熔融等過程會產生大量氫氣，并釋放到安全殼內。當安全殼內氫氣濃度積聚并超過4%的限值時，就可能發生爆燃而破壞安全殼的完整性，導致放射性物質外泄。在2011 年的日本福島核事故中，安全殼內的氫氣溢出并積聚于反應堆廠房，后來發生的氫爆徹底破壞了廠房結構，大量外泄的放射性物質對電廠周圍的區域造成了嚴重污染［2-5］。RG1.97 第3 版將安全殼內氫氣濃度定義為C1 類事故監測變量。隨著對核電廠嚴重事故風險分析的深入和數字化儀控技術的發展，國外最新法規標準要求新建先進核電廠安全殼內氫氣監測系統須基于數字化儀控技術，具有連續在線監測、計算、記錄、顯示和報警功能，并降低其安全等級要求［6-7］。我國在福島核事故后也對安全殼內氫氣濃度監測系統提出新的要求，但只是提出了總體要求，并沒有對其設計準則和設計方案進行詳細規定。本文基于國內外最新法規標準要求，歸納出適用于先進核電廠安全殼內氫氣監測系統的設計準則，并提出適用于先進核電廠安全殼內氫氣監測系統的設計方案。該方案基于數字化儀控系統，在核電廠嚴重事故后能夠向操縱員提供安全殼內氫氣濃度指示和報警，用于操作員評估和緩解事故工況效應，以稀釋安全殼內氫氣濃度，防止安全殼內氫氣爆燃，以避免安全殼完整性遭到破壞。

1 設計準則

NRC 認為降低核電廠安全殼內氫氣監測系統的安全等級仍然能夠保證氫氣監測系統的性能，即使因為其安全等級的降低致使氫氣監測系統可靠性降低，也不會給公眾健康和安全帶來顯著負面影響［6］，并且RG1.97 第3 版已不適用于作為先進核電廠數字化事故監測儀表的設計準則［8］。本節根據當前最新法規標準要求，結合數字化儀控技術，歸納出先進核電廠安全殼內氫氣監測系統設計準則，包括系統功能要求和安全分級。

1.1 功能要求

當核電廠發生設計基準和嚴重事故后，安全殼內氫氣監測系統須能夠連續監測氫氣濃度并向操縱員提供氫氣濃度指示和報警信號，以幫助操縱員評估事故工況效應、控制氫氣濃度和執行嚴重事故和應急事故處理規程。氫氣監測系統應具有評估堆芯損壞程度的能力，在嚴重事故下能確認任一或專用氫氣點火器動作，以幫助操縱員緩解嚴重事故工況下安全殼內氫氣濃度［6-7］。

安全殼內氫氣濃度是保證安全殼完整性的后備監測變量，在核電廠發生嚴重事故后向操縱員提供氫氣濃度指示和報警，用于幫助操縱員評估和診斷事故工況效應，為事故后C 類監測變量［8-9］。C 類變量為顯示裂變產物屏障(堆芯燃料包殼、反應堆冷卻劑系統壓力邊界、反應堆安全殼)可能破裂或實際上已經破裂提供信息所需監測的變量。

10CFR50.34(f)三里島相關附加要求規定安全殼內須提供氫氣濃度測量儀表，并且測量的氫氣濃度信號須在主控制室指示和記錄。

《福島核事故發生后核電廠改進行動通用技術要求(試行)》規定在核電廠嚴重事故下，氫氣監測系統應能全程監測安全殼內氫氣濃度并設置相應的報警，以便確定核電廠狀態，并為事故管理期間決策提供盡可能實際的信息。氫氣監測點的布置應考慮在整個事故工況期間的代表性。主控制室、應急控制中心應能夠獲得氫氣監測數據。氫氣濃度監測和控制措施應納入嚴重事故管理導則或相關規程。

1.2 安全分級

10CFR50.44 修改了當前對所有堆型安全殼內氫氣監測系統的要求，不要求其緩解設計基準事故效應，規定其主要功能為記錄和診斷設計基準事故的進程，并將氫氣監測系統安全等級降為非安全級。NRC 認為RG1.97 第3 版中的3 級變量技術要求適用于高質量、后備、診斷功能的系統，適用于先進核電廠氫氣濃度監測系統［6］。

2003 年10 月16 號之前，NRC 批準和安裝的安全殼內氫氣監測系統的安全等級為安全級，滿足法規要求。之后，安全殼內氫氣監測系統的安全等級可降低為非安全級，也滿足法規要求，但須要滿足以下技術條件［7］。

(1)設備可用性:氫氣監測系統不需要滿足10CFR50.49 規定的鑒定要求，但是，在設計和采購過程中應考慮系統的可靠性和耐受性，以保證在嚴重事故環境工況下氫氣監測系統具有連續監測氫氣濃度的能力。

(2)電源可靠性:應由高可靠性電源供電，電源不須冗余，但應具備不間斷供電能力，以防止電源短暫失電。

(3)質量保證:系統設備應具有商業級高質量的特性，能在特定的嚴酷環境工況下工作。

根據以上分析，將安全殼內氫氣濃度變量定為非安全級事故后監測變量，并根據系統設備布置位置將安全殼內的監測儀表定為抗震II 類，滿足環境鑒定要求;輔助廠房內的氫氣處理機柜定為抗震II 類，不要求滿足環境鑒定要求。

2 設計方案

本節根據第1 節歸納出的設計準則，提出先進核電廠安全殼內氫氣監測系統的設計方案。該方案基于數字化儀控技術，由四重氫氣傳感器和信號處理機柜組成，由可靠的UPS 交流電源供電。該方案結合電廠DCS 系統，能夠實現氫氣濃度在線連續監測、計算、記錄、顯示和報警功能，可用于嚴重事故工況效應評估和診斷，幫助操縱員執行嚴重事故和應急事故操作規程。系統總體結構如圖1 所示。

2.1 氫氣傳感器

在安全殼頂部位置布置4 個氫氣監測儀表。4 個氫氣監測儀表都能代表安全殼內總體氫氣濃度，互為冗余，并具有一定的重疊性。四重冗余儀表的設置，可滿足一個儀表在維修或故障且其余兩個儀表監測信號不一致的情況下，可用第四個儀表判別當前正確的氫氣濃度，提高系統的可用性。氫氣傳感器不執行安全功能，無需進行設備多樣性設計，因此，宜在同一廠家統一采購，以減少后續運營、維護成本。

氫氣傳感器具有一定的寬量程，可以覆蓋嚴重事故工況下最大氫氣濃度，并具有連續在線監測功能。氫氣傳感器具有一定的測量精度和響應時間，以保證測量數據的準確性和及時性。

傳感器測量的氫氣濃度信號經過安全殼電氣貫穿件傳送至布置在輔助廠房的氫氣處理機柜。

圖1 安全殼內氫氣監測系統總體結構Fig.1 Overall structure of the hydrogen monitoring system inside containment shell

2.2 氫氣處理機柜

氫氣處理機柜布置在核電廠輔助廠房，它將傳感器傳送過來的氫氣濃度信號調理為4 ～20 mADC 模擬量信號。當氫氣濃度信號高于一定值時，機柜發出開關量報警信號。此外，機柜具有自檢功能，當傳感器、機柜處理器卡件或電源等部件故障時，將發出開關量系統故障報警信號。

氫氣處理機柜向DCS 發送模擬量信號和開關量信號，模擬量信號為4 ～20 mADC 氫氣濃度信號。開關量信號用于向DCS 系統提供安全殼內氫氣濃度高報警信號以及氫氣監測系統故障報警信號。氫氣處理機柜具有氫氣濃度數字化就地顯示和報警功能。

2.3 供電

根據上文對法規標準的分析，為了保證系統的可靠運行，氫氣處理機柜采用不間斷交流電源(UPS)進行供電，以防止供電短暫失電，導致氫氣監測系統不可用。在保證供電可靠性下，電源采用單路供電，以簡化系統并節省造價。此供電模式既滿足相關法規標準的要求，又能簡化系統。

2.4 信號儲存與評估

氫氣處理機柜將氫氣濃度、報警和系統故障信號傳送至核電廠DCS 系統服務器進行數據儲存，以便事故后電廠工作人員對核電廠事故工況進程和設備損壞情況進行評估。也可將這些數據委托第三方專業機構進行電廠設備損壞評估和系統研究，以確定電廠預期壽命并對系統做出優化改進。

2.5 顯示和報警

為了滿足相關法規標準和福島事故后氫氣監測系統要求，安全殼內氫氣濃度信號最終會在主控制室和遠程停堆站進行顯示，并在這兩處進行氫濃度高報警。在核電廠發生嚴重事故后，顯示和報警信息供運行人員評估事故工況效應，執行嚴重事故相關規程，以緩解事故工況。

2.6 多樣性

氫氣濃度監測和堆芯溫度監測都是為了保證安全殼完整的監測手段，其中堆芯溫度為保證安全殼完整的首要監測變量，氫氣濃度為其后備監測變量。采用安全殼內氫氣監測系統可實現保證安全殼完整性的系統多樣性。

2.7 環境和抗震鑒定

安全殼內氫氣濃度監測儀表為非安全級設備，但它應在嚴重事故環境工況下特定的時間內正常運行。氫氣傳感器布置在安全殼廠房，應滿足IEEE 323 規定的環境和抗震鑒定要求;氫氣處理機柜布置在輔助廠房，嚴重事故工況下環境條件較為和緩，因此其無須滿足IEEE 323 規定的環境鑒定要求，但應滿足抗震鑒定要求。

2.8 安裝要求

氫氣監測儀表和處理機柜都為抗震類設備，安裝支架都需要滿足抗震鑒定，并且安裝方式宜采用預埋件方式安裝，以保證在核電廠安全停堆地震事故工況下設備結構完整性。

3 結束語

本文提出的安全殼內氫氣監測系統設計準則，體現了國內外最新法規標準對安全殼內氫氣監測系統的要求，適用于先進核電廠嚴重事故安全殼內氫氣監測系統。設計方案結構和功能合理，系統具有四重冗余的傳感器和可靠的UPS 交流電源供電，能夠連續在線監測氫氣濃度，具有較高的可靠性和可用性。系統通過DCS 服務器記錄評估氫氣濃度和報警信號，并在主控制室和遠程停堆站進行氫氣濃度信號顯示和報警。在核電廠發生嚴重事故后能夠有效地向操縱員提供氫氣濃度指示和報警，以幫助操縱員評估和診斷事故工況進程和后果，緩解核電廠事故效應。

系統設計準則和設計方案基于數字化儀控技術，滿足最新法規標準要求，為福島核事故后新建先進核電廠安全殼內氫氣監測系統提供了一套可實施的方案，也為在役核電廠提供了一套改進的方案。

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［6］ The U.S. Nuclear Regulatory Commission. Federal Register，Vol. 68，No. 179-2003 Combustible Gas Control in Containment［S］.2003.

［7］ The U.S. Nuclear Regulatory Commission. RG 1.7 -2007 Control of combustible as concentrations in containment［S］.2007.

［8］ The U.S. Nuclear Regulatory Commission. RG 1.97-2006 Criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power plants［S］.2006.

［9］ The Institute of Electrical and Electronics Engineers，Inc. IEEE Std. 497 - 2010 IEEE standard criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power generating stations［S］.2010.