秦山核电二期扩建工程消氢系统设计改进项安全评价的独立验证

孙 磊，宫 宇，赵树玉

（1.中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300；

2.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

秦山核电二期扩建工程消氢系统设计改进项安全评价的独立验证

孙 磊1，宫 宇2，*，赵树玉1

（1.中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300；

2.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求，除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究外，还要求对核电厂设计的安全分析进行独立验证。核电秦山联营有限公司对严重事故管理相关的“设置完善的可燃气体控制系统”（即“消氢系统设计改进”）重大设计改进项的安全评价进行了独立验证。本文描述了开展消氢系统设计改进项安全评价独立验证工作的整个过程，并对验证分析中存在的问题进行了讨论。

非能动；非能动氢气复合器；设计改进；安全评价；独立验证

2004年4月国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）对独立验证提出了明确要求［1］：“在提交国家核安全监管部门以前，营运单位必须保证未参与相关设计的个人或团体对安全评价进行独立验证”。由于我国核电领域相关单位此前都未进行过这方面的研究，而且当时相应的支持导则《核动力厂安全评价与验证》还没有发布，所以如何在秦山核电二期扩建工程中落实HAF102的要求在当时并不明确。

核电秦山联营有限公司（以下简称“联营公司”）经过分析认为，扩建工程作为一个“翻版加改进”项目，其“翻版”部分的设计已经在秦山核电二期1、2号机组的建造、调试、运行的实践过程中得到了验证，所以扩建工程的独立验证工作的重点应该是设计改进部分［2］。国家核安全局在“关于《秦山核电二期扩建工程拟遵守法规、标准的报告》的批复”中，关于安全评价的独立验证给出了指导性意见：应以设计改进和改进项可能产生的影响为重点，开展相关工作。

核电厂防氢爆问题是国家核安全局一直关注的重要问题［3］，业内主要核电设计单位也相继开展了消氢措施的研究［4］。福岛事故表明，为了安全发展核电，一定要将氢爆发生的可能性降至最低［5］。

经过对国内核电行业充分地调研后，联营公司最终决定将“设置完善的可燃气体控制系统（消氢系统设计改进）”这项严重事故相关的重大设计改进项委托上海交大进行独立验证分析工作。

1 消氢系统设计改进项

秦山核电二期工程的系统设计只考虑了设计基准工况下的氢气控制措施，在安全壳内大气监测系统（ETY）中设置了两套可移动的便携式氢气复合器，一台运行，一台备用［6］。每套氢气复合器由一台空气压缩机、一台气体加热器、一个反应室、一台冷却器和相应的管道、阀门、仪表等设备组成。

考虑在严重事故情况下的氢气控制要求，扩建工程消氢系统设计改进项采用非能动催化复合器方案，根据模拟计算与分析结果，在安全壳内布置由西门子公司生产的两种型号共22台非能动氢气复合器［7］，具体布置方案见表1：

表1 扩建工程非能动氢气复合器布置方案Table1 PAR arrangem ent program ofQinshanⅡExtension Project

2 独立验证计算结果

秦山核电二期扩建工程消氢系统设计改进项安全评价的独立验证工作分为三个步骤：首先，在联营公司的协助下由上海交大独立搜集核电厂数据，建立核电厂分析模型；然后，在此基础上对设计改进项进行独立的安全分析（包括典型事故序列的选取、严重事故进程计算、事故后果分析、氢气控制效果分析等）；最后，将独立分析结果与设计分析进行对比验证，并对安全分析报告中的相关安全分析进行评价［9］。

2.1 氢气风险分析

本项目选取了大破口失水事故、小破口失水事故、全厂断电事故进行计算分析，结果表明大破口失水事故下堆芯熔化进程最快，锆-水反应和氢气产生的速率也最快，事故后果最严重［10］。

在大破口失水事故中［11］，包壳材料的锆-水反应发生很快，在1165s左右堆芯材料开始熔化，在大约2 019 s时堆芯熔化坍塌，在3 600 s左右堆芯熔融物吊入下腔室，在8 610 s时下封头失效，在约19020 s时安全壳内氢气质量达到100%锆-水反应的程度，共产生695 kg氢气（图1）。如图2所示，在发生大破口失水事故的后期，安全壳内平均氢气浓度将超过14%，存在发生快速燃烧或者爆炸的风险［12］。

图1 大破口失水事故下氢气产量（MAAP程序）Fig.1 Hydrogen’syields on LB-LOCA（MAAP）

图2 大破口失水事故下安全壳内平均氢气浓度Fig.2 Average containmenthydrogen concentration on LB-LOCA

2.2 氢气复合器的布置验证与优化

由于是验证分析，氢气复合器的布置与设计方案保持一致。独立验证计算的结果表明，设计分析中的布置方案能够确保非能动氢气复合器持续稳定地工作，安全壳内的氢气浓度得到有效控制，浓度峰值为6.7%，与设计计算结果5.4%接近且均低于安全限值10%，而且各隔间都不会发生氢气快速燃烧［13］，所以该氢气复合器的布置方案是可行的。

在原设计方案中存在一定的安全裕量，所以独立计算对设计方案进行分析后，提出了两种优化方案（如图3所示）。两种优化方案都能够有效地将安全壳内平均氢气浓度和燃烧风险降低到可接受的范围之内。

图3 氢气复合器布置分析（MAAP程序）Fig.3 Analysis of PAR arrangem ent（MAAP）

表2 氢气复合器布置方案对比Table2 PAR arrangementprogram

3 独立验证分析

3.1 分析工具的合理性

设计分析中采用的是MELCOR程序，独立计算中则采用了MAAP、MELCOR两种程序。MAAP、MELCOR都是国际通用于模拟轻水反应堆核电厂严重事故现象及过程的一体化计算程序，用于分析非能动氢气复合器在安全壳内的方案布置、效果是否合理。

3.2 安全壳模型的划分

设计分析中将安全壳划分为32个节点，各节点由若干流道相互连通；在独立计算分析中，MELCOR程序将安全壳划分为43个节点，MAAP程序划分了24个节点。各程序节点的划分都是根据扩建工程安全壳隔间的结构特点和程序使用经验做出的合理简化，不同节点划分方案对计算结论的一致性没有影响。

3.3 计算条件假定的差异

独立计算与设计分析的计算条件假设之间的对比见表3，除了蒸汽发生器二次侧水装量和安注箱开启压力略有差异之外，其余参数和条件均一致，且计算结果表明，这两个有差异的参数对计算结果影响甚微。

表3 计算假设条件对比Table 3 Contrastof com pute assumptions

3.4 事故序列选取的合理性

独立验证计算中选取大破口失水事故、小破口失水事故和全厂断电事故作为典型事故序列进行了分析计算。计算结果表明，相对于其他事故工况，大破口失水严重事故进程更快，在考虑100%锆-水反应产氢量的条件下能够包络其他事故序列。所以设计方案中选取大破口失水事故作为安全壳可燃气体控制系统设计的参考事故工况是合理的。

表4 氢气燃烧风险分析参数Table 4 Hyd rogen burning risk analysis parameter

3.5 大破口失水严重事故对比分析

本节选取大破口失水严重事故序列，对设计分析中关于事故进程、安全壳压力、氢气产量、氢气浓度和燃烧爆炸风险、非能动氢气复合器消氢效果等进行详细验证。

3.5.1 事故进程对比

大破口失水严重事故的主要事故进程见表5，可以看出，设计分析与独立验证计算的结果基本一致。

表5 大破口失水严重事故进程Table5 Severeaccident process of LB-LOCA

3.5.2 安全壳压力曲线的一致性

如图4所示，独立计算得出的安全壳压力响应曲线与设计分析的基本一致，大破口失水严重事故工况下安全壳内压力峰值未超过0.45MPa的设计值，不会导致安全壳失效。

图4 大破口失水严重事故下安全壳压力对比Fig.4 Contrastof containmentpressureon LB-LOCA

3.5.3 氢气产量的差异

氢气总产量包括压力容器内锆包壳氧化的氢气产量和压力容器外熔融堆芯和混凝土相互作用的氢气产量。如图5所示，MAAP程序独立计算达到等效于100%锆-水反应产氢量的时间为19 020 s，设计分析中是18710 s；在36 000 s计算终止时，MAAP程序独立计算的安全壳内氢气总量是1 129 kg，设计分析中为1 020 kg。虽然不同程序间锆-水反应机理模型的差异和堆芯熔化进程的计算过程不完全一致导致最终的氢气产量稍有有差别，仍可认为独立计算结果与设计分析是一致的。

3.5.4 氢气浓度分析

在没有氢气复合器的事故工况下，独立计算的氢气浓度值比设计分析略高2个百分点左右，如图6所示，在20000 s时刻，MAAP程序计算氢气浓度为14.3%，设计分析大约是12.5%；在36 000 s时刻，MAAP程序算得氢气浓度为20.3%，设计分析则大约为18%。导致此区别的主要原因是堆腔计算模型略有差异以及独立计算中详细考虑了安全壳内壁面的对流传热和冷凝传热。

图5 大破口失水严重事故下的氢气产量对比Fig.5 Contrast of hydrogen’syields on LB-LOCA

图6 大破口失水严重事故下安全壳平均氢气浓度对比Fig.6 Contrastof average containmenthydrogen concentration on LB-LOCA

从图7可以看出，独立计算分析和设计分析得出的氢气燃烧爆炸风险结论基本一致，即在大破口失水严重事故后期，如果不采取任何缓解措施，安全壳可能存在氢气快速燃烧甚至爆炸的风险。

图7 大破口失水严重事故下安全壳氢气燃烧风险对比Fig.7 Contrastofhydrogen burning risk in containment on LB-LOCA

3.5.5 氢气复合器消氢效果验证

在没有氢气复合器的事故工况下，独立计算的氢气浓度计算值比设计分析中略高2个百分点左右，因此在有相同的非能动氢气复合器的情况下，独立计算安全壳内平均氢气浓度的最大值约为6.7%，高于设计分析中的5.4%。尽管如此，从对比结果可以得出结论：在发生大破口失水严重事故的情况下，秦山二期扩建工程现有的非能动氢气复合器布置能够持续稳定地消除安全壳内的氢气，使平均氢气浓度保持在10%以下，并且不会发生氢气快速燃烧和氢气爆炸。

3.6 独立验证结论

相对于其他事故工况，大破口失水严重事故的事故进程更快，在考虑100%锆-水反应产氢量的条件下，能够包络其他事故序列，可作为消氢系统设计改进的参考事故工况。

尽管存在程序机理模型和核电厂模型的一些差异，独立计算结果和设计分析基本一致，包括事故进程、安全壳压力响应、氢气产量、安全壳内氢气浓度、燃烧爆炸风险等。

图8 安全壳内平均氢气浓度对比（有氢气复合器）Fig.8 Contrastofaverage containmenthyd rogen concentration（w ith PARs）

在安全壳内布置22个氢气复合器缓解严重事故下氢气风险的设计方案是有效可行的，布置的氢气复合器能够持续稳定地消除安全壳内的氢气，使平均氢气浓度保持在10%以下，并且不会发生氢气快速燃烧和氢气爆炸，满足氢气风险分析验收准则。

设计改进项中的氢气复合器布置方案存在一定的安全裕量，在满足氢气验收准则的前提下，从经济性上考虑可做适当的优化。

4 小结与思考

秦山核电二期扩建工程消氢系统设计改进项安全评价的独立验证项目于2005年9月启动，2009年12月完成最终修改版报告。验证分析的结果表明关于消氢系统的设计改进措施能够有效缓解严重事故下安全壳内的氢气风险，大范围的氢气快速燃烧或爆炸得以避免［14］。

2006年发布的HAD 102/17《核动力厂安全评价与验证》要求［15］：设计、安全评价、独立验证是一个相互迭代、相继开展的过程。秦山核电二期扩建工程的设计分析与独立验证是两个完全独立的过程，当中不存在相互迭代关系。独立验证分析中对非能动氢气复合器布置方案进行了优化，提出的两种优化方案均能从一定程度上降低改进项的经济成本。但是设计分析与独立验证之间由于不存在相互迭代关系，当优化方案提出时设计方案早已确定，且设备采购部门已经进入设备招投标工作。考虑到实际的工程进展，优化方案没有被采纳。因此，如何落实导则的要求，将设计、安全评价与独立验证相结合，如何将独立验证中提出的设计改进建议落实到设计当中需要相关单位做出更加深入的研究。

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［2］核电秦山联营有限公司.秦二扩项目审评对话会［C］.北京：秦山核电二期扩建工程拟遵守法规、标准的报告，2004.

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［15］国家核安全局.核动力厂安全评价与验证［S］.北京：国家核安全局，2006.

The Independent Verification for Safety AnalysisofHydrogen Elim inating System Design Imp rovement in Qinshan Phase IIExpansion Project

SUN Lei1，GONGYu2，ZHAOShuyu1
（1.CNNP Nuclear PowerOperationsManagementCo.，Ltd.，Haiyan Zhejiang314300，China；2.Nuclearand Radiation Safety Center，MEP，Beijing100082，China）

TheHAF102“Nuclear power plantdesign safety requirements”issued in 2004.4 has put forward higher requirements for the safety ofnew nuclear powerplants.In addition to the research ofseriousaccident prevention andm itigationmeasures，the independentverification for safety analysisaboutsafety-related design should be conducted.Nuclear Power Qinshan Joint Venture Company Ltd.Conducted the independentverification of thesafety analysisof“hydrogen elim inating system design improvement”.Thispaperdescribes thewholeprocessof the independentverification，and someof theproblems thatexistin theanalysisarediscussed.

passive；PAR；designmodification；safety evaluation；independentverification

TL48

：A

：1672-5360（2015）03-0036-07

2014-12-28

2015-01-20

环保公益性行业科研专项，项目编号201309054

孙 磊（1982—），男，江苏响水人，工程师/工学学士，现主要从事核安全审评、执照管理工作

*通讯作者：宫 宇，E-mail：gongyu@chinansc.cn