“華龍一號”PCS 系統對氫氣風險的影響研究

雷寧博，石雪垚

中國核電工程有限公司，北京 100840

福島核事故后，安全殼內的氫氣風險問題受到廣泛關注，包括我國在內的世界多國核電監管機構也提出了明確的要求。在《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》[1]及《“十二五”期間新建核電廠安全要求》中明確規定：對于安全殼內產生的氫氣要有充分手段消除，需具備避免發生氫氣爆炸的手段和能力；應避免安全殼完整性因局部區域氫氣積聚后可能產生的燃燒或爆炸而破壞，開展對氫氣緩解措施有效性的分析評估。在HAF 102-2016 中同樣規定要控制事故工況下安全殼大氣中的氫氣濃度，以防止可能危及安全殼完整性的燃爆或爆燃載荷[2]。目前的研究多集中在事故后消氫系統作用下的安全殼內氫氣濃度分布[3?13]，而由于事故后安全殼內的氫氣風險與安全殼內熱工水力行為密切相關，例如：堆腔注水系統會在安全殼內產生蒸汽而非能動安全殼熱量導出系統（passive containment heat removal system, PCS）會將安全殼內蒸汽冷凝，從而影響氫氣份額；引入的安全設施可能會加強安全殼內氣體攪混從而使氫氣分布均勻，降低局部氫氣風險。而三代壓水堆核電廠中往往設置多種嚴重事故預防緩解措施，因此有必要對其他會對安全殼內熱工水力行為產生影響的嚴重事故緩解措施作用下的事故后安全殼內的氫氣風險進行分析[14?15]，還可為嚴重事故管理措施的有效性論證提供支持。本文以采用“華龍一號”核電技術的福清核電5、6 號機組為研究對象，結合氫氣風險判斷準則，研究了嚴重事故后非能動安全殼熱量導出系統作用下的安全殼內氫氣風險，研究結果可為“華龍一號”采取的嚴重事故管理措施提供支持。

1 分析模型的開發

采用一體化程序MAAP 建立了福清核電5、6 號機組的分析模型。模型中安全殼共劃分為17 個控制體，如圖1 所示。對于氫氣容易積聚的風險點包括穩壓器隔間、波動管隔間、卸壓箱隔間以及主泵隔間都劃分了單獨的控制體。

圖1 安全殼控制體劃分示意

福清核電5、6 號機組的消氫系統由33 臺非能動氫氣復合器構成。非能動安全殼熱量導出系統由3 個相互獨立的系列組成。兩者均在一體化程序中進行了模擬。

2 氫氣風險判斷準則

本文主要通過安全殼隔間氫氣濃度和Shapiro 圖來判斷氫氣風險。

圖2 即為Shapiro 圖。對于氫氣潛在的燃燒狀態，可根據氫氣、空氣、水蒸氣混合氣體在Shapiro 圖中的位置來判斷。若可燃氣體組分點落在慢燃區內，則有可能發生慢燃；若可燃氣體組分點落在快燃區內，則有可能發生快燃；若可燃氣體組分點落在爆炸區內，則可能會發生爆炸。因此可利用Shapiro 圖來判斷評估安全殼空間潛在的氫氣燃燒風險。

圖2 Shapiro 圖

3 非能動安全殼熱量導出系統作用下的安全殼內氫氣風險

福清核電5、6 號機組設置了包括消氫系統和PCS 系統在內的多種嚴重事故緩解措施。事故后PCS 系統投入運行的情況下，會使安全殼內的水蒸氣冷凝，引起安全殼內氫氣份額升高，因此需要對消氫系統和PCS 系統綜合作用下的安全殼內氫氣風險進行定量分析。福清核電5、6 號機組還設置了堆腔注水系統（cavity injection system, CIS），由于CIS 的運行一方面會使總的產氫量減少，另一方面會產生大量水蒸氣使得安全殼大氣更易惰化，因此在分析中假設CIS 系統不投入。

本文選取等效產氫質量達到100%鋯氧化份額產氫量的冷段雙端剪切斷裂大破口失水事故的典型嚴重事故序列進行研究。共研究了3 種工況：

1) 消氫系統和PCS 均未投入；

2) 消氫系統投入，PCS 未投入；

3) 消氫系統與PCS 都投入。

3.1 工況1

首先分析了消氫系統和PCS 系統均不投入的工況，這種情況下安全殼內的氫氣濃度最大，可以作為分析的基準工況。具體采用的分析假設如下：

1) 0 s 發生冷段雙端剪切斷裂大破口失水事故；

2) 中、低壓安注和輔助給水均失效；

3) 安全殼噴淋系統失效；

4) CIS 系統失效；

5) 消氫系統和PCS 系統均不投入。

冷段雙端剪切斷裂大破口失水事故發生后，一回路冷卻劑快速流失。由于中、低壓安注均失效，堆芯很快裸露，燃料包殼與高溫蒸汽發生反應快速氧化產生大量氫氣。隨著事故進程發展，堆芯熔融跌落至下封頭后，由于CIS 系統失效，最終壓力容器被熔穿，發生堆芯熔融物–混凝土反應產生大量可燃氣體。圖3 和圖4 分別表示主泵隔間和安全殼上部大空間的氫氣份額隨時間變化的情況，圖5 和圖6 分別表示主泵隔間和安全殼上部大空間的大氣狀態在在Shapiro 圖中的位置。從圖3～6 可以看出，由于消氫系統未投入，最終安全殼主泵隔間和上部大空間氫氣份額均超過10%，大氣狀態進入了快燃區。

圖3 主泵隔間氫氣體積分數（工況1）

圖4 安全殼上部大空間氫氣體積分數（工況1）

圖5 主泵隔間大氣狀態（工況1）

圖6 安全殼上部大空間大氣狀態（工況1）

3.2 工況2

工況2 與工況1 相比，除消氫系統投入運行外，其他假設均相同。圖7 和圖8 分別表示主泵隔間和安全殼上部大空間的氫氣份額隨時間變化的情況，圖9 和圖10 分別表示主泵隔間和安全殼上部大空間的大氣狀態在Shapiro 圖中的位置。從圖7～10 可以看出，在消氫系統作用下，計算結束時安全殼主泵隔間和上部大空間氫氣份額分別為5%和3.96%，這兩處的大氣狀態均保持在慢燃區之外。

圖7 主泵隔間氫氣體積分數（工況2）

圖8 安全殼上部大空間氫氣體積分數（工況2）

圖9 主泵隔間大氣狀態（工況2）

圖10 安全殼上部大空間大氣狀態（工況2）

3.3 工況3

工況3 的消氫系統和PCS 都投入運行。圖11 和圖12 分別表示主泵隔間和安全殼上部大空間的氫氣份額隨時間變化的情況，圖13 和圖14 分別表示主泵隔間和安全殼上部大空間的大氣狀態在在Shapiro 圖中的位置。從圖11～12 可以看出，由于PCS 的投入，安全殼內部分水蒸氣被冷凝，相較工況2 安全殼內氫氣份額有所提高，主泵隔間為5.5%，上部大空間為4.26%。但從圖13～14 看出，這兩處的大氣狀態仍然保持在慢燃區之外。

圖11 主泵隔間氫氣體積分數（工況3）

圖12 安全殼上部大空間氫氣體積分數（工況3）

圖13 主泵隔間大氣狀態（工況3）

圖14 安全殼上部大空間大氣狀態（工況3）

4 結論

福清核電5、6 號機組采用了我國自主研發的“華龍一號”核電技術，設計了包括消氫系統和PCS 系統在內的多種嚴重事故緩解措施。本文選取冷段雙端剪切斷裂大破口失水事故對消氫系統和PCS 系統綜合作用下的安全殼內氫氣風險進行了研究，結果表明：

1) 無PCS 系統的情況下，消氫系統投入運行后將事故后安全殼內氫氣份額控制在10%以下，安全殼大氣狀態在慢燃區以外，有效地消除了氫氣風險；

2) PCS 系統投入的情況下，對事故后安全殼內水蒸氣的冷凝使得安全殼內氫氣份額有所提高，就本文計算的工況而言，大約是PCS 不投入時的1.1 倍。但安全殼內氫氣份額仍然低于10%，且安全殼大氣狀態均在Shapiro 圖的慢燃區之外。

通過本文的研究，表明PCS 系統的投入不會引起安全殼內氫氣風險。研究結果可為“華龍一號”設置的嚴重事故緩解設施的相容性以及采取的嚴重事故管理措施的有效性提供支持。