王超+要巍



【摘 要】在輕水堆核電廠嚴重事故進程中,鋯合金包殼與水或水蒸汽產生大量的氫氣,并通過反應堆冷卻劑系統壓力邊界或壓力容器破口釋放到安全殼中。當氫氣的濃度超過可燃濃度限值4%時,則可能發生燃燒,甚至爆炸。這將會引起安全殼超壓和溫度升高,從而對安全殼的完整性構成威脅,放射性裂變產物因此可能釋放到環境中,造成嚴重后果。為了減小事故狀態下氫氣的威脅,目前國際上通常采用氫氣復合器或氫氣點火器等裝置來降低氫氣濃度。本文通過分析秦山二廠在事故狀態下的氫氣濃度變化,指出其在該領域的現狀以及存在問題,并提出一些可行性建議,對核電廠的技術改造具有一定的借鑒意義。
【關鍵詞】安全殼;氫氣來源;消氫裝置;氫氣復合器
0 引言
從福島核電廠爆炸可以看出核電廠嚴重事故下,氫氣在安全殼內可能發生快速的燃燒或者爆炸,產生較大的溫度和壓力載荷,破壞安全殼的完整性。為監測和消除安全殼內的爆炸風險,有必要采用一套安全殼內的氫氣控制系統。該系統在安全殼內堆芯分解或熔化的情形下,能夠采取措施限制安全殼內的氫氣濃度,從而避免安全殼整體發生危險。
能夠導致嚴重事故的始發事件非常多,表1列出了以秦山二廠為分析對象,在一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)、小破口失水(SB-LOCA)和全廠斷電(SBO)嚴重事故序列中與氫氣風險有關的一些重要參數的計算結果。
注:T表示達到100%鋯-水反應產氫量(695 kg)的計算時刻,LB-LOCA、SB-LOCA、SBO分別為321 min、730 min和710 min.
可以看出,由于LB-LOCA事故的堆芯熔化進程很快,其鋯水反應和氫氣產生的速率也最快,在約312 min時,釋放到安全殼內的氫氣質量相當于反應堆材料100%鋯-水反應產生的氫氣總質量。相對于LB-LOCA事故,SB-LOCA和SBO的堆芯熔化進程較慢,產生相當于100%鋯-水反應產氫的時間是730min和710min。但是,在LB-LOCA事故下,不足30%的鋯金屬在壓力容器內被氧化,產生201.3 kg氫氣,大部分氫氣是在壓力容器失效之后熔融堆芯與混凝土材料反應的過程中產生的。SB-LOCA和SBO事故的壓力容器內階段分別有60.37%和50.34%鋯金屬被氧化,從而產生418.6kg和349.0kg氫氣。在達到100%鋯-水反應產氫量(695 kg)的計算時間點(T時刻),主要安全殼隔間的氫氣濃度也如表1所示。LB-LOCA事故導致的隔間內氫氣濃度最高,破口區氫氣濃度為9.6%,堆腔氫氣濃度達到11.1%,穹頂氫氣濃度為9.3%,其安全殼空間的平均氫氣濃度接近10%。而T時刻SB-LOCA和SBO事故導致的隔間氫氣濃度大致相當,數值在7%~8%的范圍內。參考美國聯邦法規10CFR的氫氣控制和風險分析標準:在事故期間及以后,相當于100%燃料包殼金屬-水反應產生的氫氣均勻分布時的濃度小于10%,LB-LOCA嚴重事故導致的氫氣風險最高,不排除存在整體性氫氣燃燒甚至爆炸的可能。
1 秦山二廠在嚴重事故下消氫技術的現狀
1.1 消氫系統布置
秦山二廠1、2號機組安全分析是以設計基準事故為基礎的。所設置的安全殼內大氣監測系統(ETY)用于設計基準事故工況下安全殼內氫氣的消除,并沒有考慮在超設計基準事故工況下安全殼內氫氣的消除問題。
系統由兩根平行的管線組成,一根運行,一根備用,該管道從安全殼穹頂抽風,在一根管道上裝有兩個密封的蝶閥,位于安全殼外側。100%容量的電動風機使空氣從安全殼頂部到下部的循環,在每臺風機的每一側有一個接管嘴,使用一部可移動的取樣裝置,使之可能通過在兩個管嘴之間循環的空氣小流量取得空氣樣品,用一根返回管線引導空氣返回到安全殼的下部,這樣進行安全殼大氣的混合和取樣。混合、取樣、監測、復合部分主要用于控制安全殼內氫氣濃度。為了連續監測安全殼大氣中氫濃度,配備兩臺氫分析儀001MG、002MG,分別與風機001ZV、002ZV 進出端連接,同時氫濃度在主控室顯示。
秦山二廠采用的是典型的抽出式測量法,且系統手冊中明確要求在LOCA以后約1天,當安全殼絕對壓力降到0.15MPa以下和溫度80℃以下且安全殼內空氣己被混合后,才能進行取樣。測量結果存在滯后,嚴重事故工況下高水蒸氣含量對測量結果有很大影響。另外測量結果僅能反映殼內混合氣體的平均濃度,對于局部氫氣濃度的變化無法判斷。
當溫度和壓力條件許可且氫濃度在達到臨界起爆值 4.1%之前,就要根據取樣數據,啟動氫復合器,氫濃度在1%和3%范圍內時開始復合。在氫氣復合器中,空氣被加熱到320℃,然后進入催化床,在鈀催化劑的作用下,空氣與氫氣發生反應生成水蒸汽(2H2+O2→2H2O)。兩臺輕便式氫氣復合器(ETY 001RV、002RV)平時存放在燃料廠房的K230 和K270 房間。LOCA事故后,移到燃料廠房K212 或K252 房間同風機進出口混合管道相接。
可以看出該系統是在設計基準事故下將安全殼大氣抽出一部分,使之通過被加熱的金屬媒網,以促使氫和氧化合而達到消氫的目的。目前的系統其觸發點為2%左右氫濃度,系統的進風口較小(單臺約120m3/h),無法解決氫的局部濃積問題,而分析恰恰表明,氫的局部濃積,在一定隔室內燃燒產生火焰加速,是最有威脅性的。此外,移動式氫復合器體積較大,操作費時費力,還必須考慮采取屏蔽措施減少人員受到的輻照。以及需電源和冷卻水支持,發生多重故障時將失去功能。因此,有必要采取其它措施以降低安全殼內氫氣燃燒產生的風險。
1.2 技術改造
參考田灣核電站及秦山二廠3/4號機組所采取的增加超設計基準事故工況下消氫的措施,秦山二廠1/2號機組分別于110和209大修中增設安全殼消氫系統(EUH),在安全殼內布置了23臺(2號機組21臺)非能動氫氣復合器,用于在超設計基準事故工況下將安全殼大氣中的氫氣濃度減少到安全限值以下,從而避免發生由于氫氣爆炸而導致的第三道安全屏障-安全殼的失效。
設備采用中國核動力研究設計院研制的型號為PARQX的非能動氫氣復合器,分別有PARQX-150和PARQX-75兩種規格,消氫速率分別為5.36kg/h和2.4kg/h。綜合考慮安裝位置應接近氫氣源、防噴淋、氣體易擴散及對流等因素,設備主要分布在安全殼內的環廊及主泵、穩壓器、卸壓箱、安注間、蒸汽發生器等設備隔間。當安全殼內氫氣濃度達到啟動閾值時(2%氫氣體積濃度)氫復合器自動啟動消氫,停止閾值為0.5%氫氣體積濃度。
非能動氫氣復合器在機組運行期間會受到多種因素的影響。表 2 為3 號機組4 臺非能動式氫復合器對應的同一組催化片1個換料周期(1C)前后的消氫效率對比數據。
可見經過一個換了周期后,催化片的消氫成功時間均有不同幅度的延長,其中運行環境相對較差的卸壓箱間、蒸汽發生器間、主泵間催化片消氫成功的時間延長均在10s以上。這主要是受到油污、浮塵及銹蝕等的影響,其中銹蝕容易造成催化片穿孔、破損,影響催化片的使用壽命,過量油污致使催化片在消氫過程中產生煙氣,易對消氫過程產生干擾。因此應定期對催化片進行檢查,對臟污的催化片做清掃去污處理,必要時在再生裝置中功能再生甚至更換。
另外由于秦山二廠地處沿海,日常環境空氣濕度大,對于倉儲時間較長的催化片應做好防潮和防油污工作,特別是大修期間催化片的防潮防噴淋問題。
2 存在問題及未來展望
在目前的秦山二廠1/2號機組中,既保留了原有的ETY系統的移動式消氫裝置,用于在設計基準事故下的消氫,以保證氫氣濃度低于可燃限值;又借鑒了田灣核電站及擴建機組的經驗,增設了一個新的安全殼消氫系統EUH,在安全殼內布置了23(21)臺非能動的氫復合器用于超基準事故情況下消氫,以保證氫氣濃度不超出10%。系統手冊中規定:在設計基準事故下,氫氣通過安全殼大氣監測與控制系統(ETY)的移動式復合器去除,但在氫氣含量達到EUH氫復合器啟動條件時,非能動氫復合器也會自動復合氫氣。
然而這種把兩種消氫方式簡單地捏合在一起的設計是欠妥的,因為無論在設計基準事故下,還是在超設計基準事故下,布置在安全殼內的非能動氫復合器總是比移動式的消氫裝置先發揮其消氫功能,而且在設計基準事故下,從一回路中釋放氫氣的速度是很緩慢,安全殼內氫氣濃度達到可燃濃度大約需要50~70天。而一臺非能動消氫裝置的處理能力就至少為2.4kg/h,且在復合器安全殼內布點較多,完全能滿足消氫要求,使氫氣濃度保持在一個非常低濃度水平。如果這時再將投入移動式消氫裝置,只能增加操作人員的額外工作量和受照劑量,是不適宜的。
另外,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爆炸,更大的威脅是由于局部氫氣濃度過高而產生局部的爆炸。在氫氣釋放率較低的情況下,可以通過在合理的位置適當增加復合器的數量的方式來有效緩解氫氣。但在特別嚴重的事故下,可能在短時間內釋放大量氫氣,這時僅靠氫氣復合器來消除氫氣是遠遠不夠的。在沒有其他緩解措施的情況下,氫氣將在安全殼內聚集,一旦達到氫氣的可燃濃度,就有可能發生燃燒,甚至爆炸。
圖1表示在僅有復合器和有點火器參與時局部氫氣濃度的變化情況。只采用氫氣復合器時,在0~350s內,局部氫氣平均濃度大于4%,最高時達到22%,遠遠超過了氫氣的可燃濃度下限,在350 s后,氫氣濃度才緩慢降至4%;在采用了復合器聯合點火器的措施后,氫氣濃度在極短的時間內降低至4%,隨后由于氫氣復合器的作用,氫氣以比較緩和的方式在房間內被消除。
因此,不能以安全殼內的最終的氫氣濃度狀態來斷定只采用氫氣復合器是否足夠緩解氫氣燃爆風險。在事故早期采取點火器可以安全有效地降低氫氣濃度,消除氫氣燃燒爆炸的威脅;在事故中后期,采取氫氣復合器可以在低于氫氣可燃濃度,或者水蒸氣惰化的情況下持續、安全、有效地消除氫氣。AP1000堆型具有專設的安全殼氫氣控制系統VLS,包括3個氫氣濃度監測器、2個非能動自動催化復合器,以及布置在安全殼內的64個氫氣點火器,采用主動點火與自動催化相結合的方式消除氫氣,具有一定的借鑒意義。
【參考文獻】
[1]周曉寧.AP1000嚴重事故下安全殼內消氫措施的研究[J].核安全,2011,4:50-54.
[2]林千,周全福.AP1000核電廠氫氣點火器功能分析[J].原子能科學技術,2012, 46(1):89-93.
[3]秦山第二核電廠1、2號機組非能動氫復合器改造的安全殼內氫氣濃度分布計算報告(Q21004)[R].中國核電工程有限公司,發文編號JCNB-000017-JAAJ,2012.
[4]秦山核電二期擴建工程.非能動復合器技術規格書[Z].文件編號0401G5001,2006[Z].
[5]中核核電秦山聯營有限公司.系統手冊[Z].浙江海鹽,2006.
[責任編輯:楊玉潔]