基于氫氣風險分析的ADS手動卸壓策略研究

朱 偉，李亞冰，佟立麗，曹學武（上海交通大學機械與動力工程學院，上海 200240）

基于氫氣風險分析的ADS手動卸壓策略研究

朱 偉，李亞冰，佟立麗，曹學武＊
（上海交通大學機械與動力工程學院，上海 200240）

摘要：先進非能動壓水堆設計采用自動卸壓系統（ADS）對一回路進行卸壓，嚴重事故下主控室可手動開啟ADS，緩解高壓熔堆風險。然而ADS的設計特點可能導致氫氣在局部隔間積聚，帶來局部氫氣風險。本文基于氫氣負面效應考慮，對利用ADS進行一回路卸壓的策略進行研究，為嚴重事故管理提供技術支持。選取全廠斷電始發的典型高壓熔堆嚴重事故序列，利用一體化事故分析程序，評估手動開啟第1～4級ADS、手動開啟第1～3級ADS、手動開啟第4級ADS 3種方案的卸壓效果，并分析一回路卸壓對安全殼局部隔間的氫氣負面影響。研究結果表明，3種卸壓方案均能有效降低一回路壓力。但在氫氣點火器不可用時，開啟第1～3級ADS以及開啟第1～4級ADS卸壓會引起內置換料水箱隔間氫氣濃度迅速增加，可能導致局部氫氣燃爆。因此，基于氫氣風險考慮，建議在實施嚴重事故管理導則一回路卸壓策略時優先考慮采用第4級ADS進行一回路卸壓。

關鍵詞：一回路卸壓；氫氣風險；嚴重事故緩解；自動卸壓系統

先進非能動壓水堆核電廠在高壓嚴重事故序列中，一回路將持續處于高壓狀態，當壓力容器下封頭失效時，大量的熔融堆芯碎片從壓力容器下封頭噴射至安全殼內，發生高壓熔噴（HPME），高溫的堆芯碎片可能直接加熱安全殼大氣（DCH）［1］，導致安全殼迅速升溫升壓，嚴重挑戰安全殼的完整性。為了避免HPME 和DCH，在壓力容器失效前有必要采取一回路卸壓措施［2］。我國改進的1 000 MWe壓水堆參考歐洲壓水堆（EPR）的設計在穩壓器上增加嚴重事故卸壓閥來防止HPME和DCH［3］。韓國的OPR1000核電廠在高壓事故序列中能通過開啟多列安全卸壓系統進行一回路完全卸壓［4］。先進非能動壓水堆設計中采用了自動卸壓系統，能實現一回路自動卸壓，允許安注箱與內置換料水箱（IRWST）水源的注入［5］。自動卸壓系統（ADS）的各級閥門主要由堆芯補水箱（CMT）的液位驅動，嚴重事故下可能會由于設備故障等原因造成ADS自動開啟功能失效，因此可考慮手動開啟ADS進行卸壓。根據NUREG－1150，當壓力容器下封頭失效時一回路與安全殼壓力之差小于1．38MPa可有效防止HPME和DCH［6］。對于先進非能動壓水堆，為了保證熔融物容器內滯留（IVR）有效以及水源能通過正常余熱排出系統（RNS）泵注入堆芯，要求一回路壓力在0．965MPa以下。然而在嚴重事故進程中，如果堆芯得不到足夠的冷卻，燃料棒鋯合金包殼與水蒸氣或水在高溫下會發生氧化反應產生大量的氫氣［7］。在卸壓過程中一回路中的氫氣隨冷卻劑一起釋放至安全殼內，從而使安全殼內氫氣濃度上升。而第1～3級ADS閥門入口與穩壓器汽腔相連，出口與IRWST中鼓泡器連接。IRWST頂部通過通風口與安全殼大氣相連通，通風口通常情況下處于關閉狀態，在IRWST隔間稍有超壓時開啟。卸壓時堆芯中產生的蒸汽、氫氣將進入IRWST，隨著蒸汽的冷卻，氫氣可能在有限的IRWST隔間不斷積聚，當氫氣點火器不可用時，將引起局部空間氫氣風險［8］。

因此，本文選取全廠斷電始發的典型高壓熔堆嚴重事故序列，使用一體化事故分析程序，對3種不同卸壓方案的卸壓效果進行評估，并分析一回路卸壓對安全殼局部隔間的氫氣負面影響，為嚴重事故管理導則提供技術支持。

1　分析方法與電廠模型

1．1 電廠模型

利用一體化事故分析程序，建立先進非能動壓水堆的嚴重事故分析模型。該模型包括反應堆冷卻劑系統、專設安全設施以及安全殼系統。ADS模型中，第1～3級ADS閥門模擬為穩壓器的卸壓閥，出口通入IRWST水箱，第4 級ADS閥門通過連接一回路（RCS）模型與安全殼模型的管線來模擬，出口通向蒸汽發生器（SG）隔間。安全殼模型劃分為13個隔間節點，并設置有29個流道保證安全殼之間的相互連通。圖1為ADS示意圖。

1．2 一回路卸壓方案

圖1　 ADS示意圖Fig．1 Schematic diagram of ADS

根據嚴重事故管理導則（SAMG），若一回路壓力高于0．689MPa，則需實施一回路卸壓策略。因此，本文分別針對采用手動開啟第1～4級ADS、手動開啟第1～3級ADS、手動開啟第4級ADS等3種卸壓方案進行分析。假設當堆芯出口溫度達650℃后，考慮20min的延遲作為操縱員響應時間，手動啟動ADS。

2　一回路卸壓策略分析

針對全廠斷電始發嚴重事故，具體假設為：0s發生全廠斷電；非能動余熱排出系統（PRHRS）、CMT、IRWST重力注水、堆腔注水、氫氣點火器及第1～4級ADS自動卸壓失效；安注箱、非能動安全殼冷卻系統（PCS）有效；考慮SG傳熱管與熱段發生蠕變失效。

2．1 基準事故分析

表1列出了全廠斷電始發嚴重事故的主要進程。0s發生全廠斷電，反應堆停堆，由于堆芯余熱無法正常排出，一回路溫度與壓力逐漸升高，由于假設第1～4級ADS全部失效，因此RCS無法卸壓，系統持續處于高壓狀態，如圖2所示。一回路的高溫蒸汽使SG傳熱管于8 418s發生蠕變失效，一回路壓力降至SG二次側壓力。堆芯水位持續下降，10 008s時，堆芯開始熔化，并于12 936s向下腔室遷移，堆芯及融熔池溫度如圖3所示。至13 759s時，下腔室燒干，21 588s熱段發生蠕變失效，系統壓力迅速降低，安注箱啟動，使堆芯水位得到短時間補充，但由于缺乏長期冷卻，堆芯水位不能維持而再次燒干。

表1　 全廠斷電始發嚴重事故進程Table 1 Sequence of SBO induced severe accident

圖2　 一回路壓力與堆芯水位Fig．2 Pressure of RCS and water level in core

該事故序列中由于RCS不能自動卸壓，SG傳熱管與熱段相繼發生蠕變失效，導致一回路壓力邊界的完整性遭到破壞，從而實現一回路的被動卸壓。

圖3　 堆芯及熔融池溫度Fig．3 Temperatures of core and molten pool

2．2 一回路手動卸壓效果分析

根據事故序列計算，第1～4級ADS全部失效工況下，先后發生了SG傳熱管蠕變失效以及熱段蠕變失效，一回路發生了被動卸壓，破壞了一回路壓力邊界的完整性。因此，有必要實施手動卸壓操作。

在堆芯出口溫度達到650℃延遲20min，于8 224s開啟ADS。分別針對手動開啟第1～4級ADS、手動開啟第1～3級ADS以及手動開啟第4級ADS 3種工況進行分析（圖4）。從圖4可看出，手動開啟ADS后一回路壓力迅速降低，并使安注箱能投入，壓力容器水位得到短期恢復。根據計算結果可知，3種卸壓方案均能有效降低一回路壓力，可有效防止HPME 和DCH的發生，為RNS的投入提供條件。

圖4　 一回路壓力和壓力容器水位隨時間的變化Fig．4 Pressure of RCS and water level of pressure vessel vs．time

3　氫氣負面影響分析

嚴重事故發生后，當燃料包殼溫度上升超過1 300K時，將發生鋯水反應產生大量氫氣，且鋯水反應速率與包殼表面溫度正相關［9］。針對3種卸壓方案，實施卸壓后，一回路壓力迅速降低，大量冷卻劑迅速流失，在此過程中帶走堆芯部分熱量，使燃料包殼表面溫度上升速率低于ADS失效工況，進而導致鋯水反應速率減小，因此壓力容器內產氫總量有所減少，如圖5所示。

圖5　 壓力容器內產氫質量隨時間的變化Fig．5 Mass of hydrogen for pressure vessel vs．time

開啟第1～3級ADS進行卸壓，氫氣隨一回路冷卻劑向IRWST隔間排放，由于假設氫氣點火器失效，使氫氣在有限的隔間積聚，濃度升高，如圖6a所示，氫氣濃度最高達到78%，并在較長時間內處于高濃度，之后由于IRWST內的水溫度升高直至沸騰，該隔間內充滿大量水蒸氣。繼第1～3級ADS開啟后開啟第4級ADS閥門可在一定程度上緩解氫氣積聚這一現象，IRWST局部隔間氫氣濃度會顯著下降，但仍存在有限隔間氫氣燃燒甚至燃爆的風險。若僅開啟第4級ADS，氫氣隨著冷卻劑向環路隔間釋放，IRWST局部隔間由于擴散作用，氫氣濃度很低，基本維持在5%左右。環路隔間自由體積大，且上部與安全殼上部空間相連，氫氣容易擴散，因而不會出現氫氣濃度的峰值，如圖6b所示。

圖7示出了3種卸壓方案下，IRWST局部隔間的氫氣燃燒模式。從圖7a、b可看出，在相繼開啟第1～4級ADS的工況下，該隔間氫氣風險長期處于燃燒甚至燃爆區域，在僅開啟第1～3級ADS的工況下，在事故后期由于大量水蒸氣的產生使該隔間處于蒸汽惰化狀態。圖7c表明僅開啟第4級ADS的工況，氫氣風險未進入燃燒區。

圖6　 IRWST隔間和環路隔間氫氣濃度隨時間的變化Fig．6 Hydrogen concentrations in IRWST and loop compartments vs．time

a——第1～4級ADS；b——第1～3級ADS；c——第4級ADS圖7　 氫氣燃燒模式Fig．7 Hydrogen combustion pattern

因此，開啟第1～3級ADS或第1～4級ADS均能有效實現一回路卸壓，但會造成IRWST隔間的局部氫氣風險。而僅開啟第4 級ADS卸壓，不僅能實現一回路完全卸壓，同時也避免了局部隔間的氫氣積聚。基于以上考慮，建議在先進非能動壓水堆SAMG一回路卸壓策略中，優先考慮通過開啟第4級ADS實現一回路卸壓。

4　結論

本文針對先進非能動壓水堆，選取全廠斷電始發的典型高壓熔堆事故序列，從氫氣風險分析的角度，對手動開啟第1～4級ADS、手動開啟第1～3級ADS以及手動僅開啟第4級ADS 3種卸壓方案的卸壓效果進行評估，得到以下結論。

1）3種卸壓方案均能有效降低一回路壓力。

2）在氫氣點火器失效時，開啟第1～3級ADS或第1～4級ADS進行一回路卸壓會造成IRWST隔間的氫氣風險。

3）從氫氣負面影響的角度，建議在實施先進非能動壓水堆SAMG一回路卸壓策略時，優先考慮通過開啟第4級ADS實現一回路卸壓。但對于開啟第4級ADS進行一回路卸壓，因冷卻劑噴放可能帶來的其他負面效應仍需進一步評估。

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Study on Depressurization Strategy
by ADS Manually Considering Hydrogen Risk

ZHU Wei，LI Ya－bing，TONG Li－li，CAO Xue－wu＊
（School of Mechanical Engineering，Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China）

Abstract：For advanced passive pressurized water reactor，the automatic depressurization system（ADS）can be applied to depressurize the reactor coolant system（RCS）．The main control room can manually open ADS to mitigate the risk of overpressure during severe accidents．However，the design characteristics of ADS may cause hydrogen releasing into the containment．Accumulating in the containment may cause hydrogen hazard in containment．Against this background，the RCS depressurization strategy in severe accidents was analyzed and its negative impact standing from hydrogen risk to make suggestion to severe accident management was evaluated．The station black out accident was selected and analyzed with integral severe accident analysis code．Threebook=1400,ebook=62different depressurization schemes were discussed on both depressurization effect and hydrogen risk．The hydrogen distribution and risk in different compartments were calculated through severe accident analysis．The results show that all three schemes analyzed in this paper can depressurize the RCS effectively．However，opening ADS stage 1－3causes immediate increase of hydrogen concentration in in－containment refueling tank compartment if hydrogen igniters are unavailable and can cause hydrogen explosion that threatens containment integration．As a result，the suggestion is made for severe accident management guideline which gives priority to ADS stage 4when implementing RCS depressurization．

Key words：RCS depressurization；hydrogen risk；severe accident mitigation；automatic depressurization system

通信作者：＊曹學武，E－mail：caoxuewu＠sjtu．edu．cn

作者簡介：朱 偉（1988—），男，湖北荊州人，碩士研究生，核能科學與工程專業

基金項目：國家自然科學基金資助項目（11205099）

收稿日期：2014－04－24；修回日期：2014－06－06

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1399

文章編號：1000－6931（2015）08－1399－06

文獻標志碼：A

中圖分類號：TL364．4