基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究

朱 伟，李亚冰，佟立丽，曹学武（上海交通大学机械与动力工程学院，上海 200240）

基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究

朱 伟，李亚冰，佟立丽，曹学武＊
（上海交通大学机械与动力工程学院，上海 200240）

摘要：先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统（ADS）对一回路进行卸压，严重事故下主控室可手动开启ADS，缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚，带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑，对利用ADS进行一回路卸压的策略进行研究，为严重事故管理提供技术支持。选取全厂断电始发的典型高压熔堆严重事故序列，利用一体化事故分析程序，评估手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS、手动开启第4级ADS 3种方案的卸压效果，并分析一回路卸压对安全壳局部隔间的氢气负面影响。研究结果表明，3种卸压方案均能有效降低一回路压力。但在氢气点火器不可用时，开启第1～3级ADS以及开启第1～4级ADS卸压会引起内置换料水箱隔间氢气浓度迅速增加，可能导致局部氢气燃爆。因此，基于氢气风险考虑，建议在实施严重事故管理导则一回路卸压策略时优先考虑采用第4级ADS进行一回路卸压。

关键词：一回路卸压；氢气风险；严重事故缓解；自动卸压系统

先进非能动压水堆核电厂在高压严重事故序列中，一回路将持续处于高压状态，当压力容器下封头失效时，大量的熔融堆芯碎片从压力容器下封头喷射至安全壳内，发生高压熔喷（HPME），高温的堆芯碎片可能直接加热安全壳大气（DCH）［1］，导致安全壳迅速升温升压，严重挑战安全壳的完整性。为了避免HPME 和DCH，在压力容器失效前有必要采取一回路卸压措施［2］。我国改进的1 000 MWe压水堆参考欧洲压水堆（EPR）的设计在稳压器上增加严重事故卸压阀来防止HPME和DCH［3］。韩国的OPR1000核电厂在高压事故序列中能通过开启多列安全卸压系统进行一回路完全卸压［4］。先进非能动压水堆设计中采用了自动卸压系统，能实现一回路自动卸压，允许安注箱与内置换料水箱（IRWST）水源的注入［5］。自动卸压系统（ADS）的各级阀门主要由堆芯补水箱（CMT）的液位驱动，严重事故下可能会由于设备故障等原因造成ADS自动开启功能失效，因此可考虑手动开启ADS进行卸压。根据NUREG－1150，当压力容器下封头失效时一回路与安全壳压力之差小于1．38MPa可有效防止HPME和DCH［6］。对于先进非能动压水堆，为了保证熔融物容器内滞留（IVR）有效以及水源能通过正常余热排出系统（RNS）泵注入堆芯，要求一回路压力在0．965MPa以下。然而在严重事故进程中，如果堆芯得不到足够的冷却，燃料棒锆合金包壳与水蒸气或水在高温下会发生氧化反应产生大量的氢气［7］。在卸压过程中一回路中的氢气随冷却剂一起释放至安全壳内，从而使安全壳内氢气浓度上升。而第1～3级ADS阀门入口与稳压器汽腔相连，出口与IRWST中鼓泡器连接。IRWST顶部通过通风口与安全壳大气相连通，通风口通常情况下处于关闭状态，在IRWST隔间稍有超压时开启。卸压时堆芯中产生的蒸汽、氢气将进入IRWST，随着蒸汽的冷却，氢气可能在有限的IRWST隔间不断积聚，当氢气点火器不可用时，将引起局部空间氢气风险［8］。

因此，本文选取全厂断电始发的典型高压熔堆严重事故序列，使用一体化事故分析程序，对3种不同卸压方案的卸压效果进行评估，并分析一回路卸压对安全壳局部隔间的氢气负面影响，为严重事故管理导则提供技术支持。

1　分析方法与电厂模型

1．1 电厂模型

利用一体化事故分析程序，建立先进非能动压水堆的严重事故分析模型。该模型包括反应堆冷却剂系统、专设安全设施以及安全壳系统。ADS模型中，第1～3级ADS阀门模拟为稳压器的卸压阀，出口通入IRWST水箱，第4 级ADS阀门通过连接一回路（RCS）模型与安全壳模型的管线来模拟，出口通向蒸汽发生器（SG）隔间。安全壳模型划分为13个隔间节点，并设置有29个流道保证安全壳之间的相互连通。图1为ADS示意图。

1．2 一回路卸压方案

图1　 ADS示意图Fig．1 Schematic diagram of ADS

根据严重事故管理导则（SAMG），若一回路压力高于0．689MPa，则需实施一回路卸压策略。因此，本文分别针对采用手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS、手动开启第4级ADS等3种卸压方案进行分析。假设当堆芯出口温度达650℃后，考虑20min的延迟作为操纵员响应时间，手动启动ADS。

2　一回路卸压策略分析

针对全厂断电始发严重事故，具体假设为：0s发生全厂断电；非能动余热排出系统（PRHRS）、CMT、IRWST重力注水、堆腔注水、氢气点火器及第1～4级ADS自动卸压失效；安注箱、非能动安全壳冷却系统（PCS）有效；考虑SG传热管与热段发生蠕变失效。

2．1 基准事故分析

表1列出了全厂断电始发严重事故的主要进程。0s发生全厂断电，反应堆停堆，由于堆芯余热无法正常排出，一回路温度与压力逐渐升高，由于假设第1～4级ADS全部失效，因此RCS无法卸压，系统持续处于高压状态，如图2所示。一回路的高温蒸汽使SG传热管于8 418s发生蠕变失效，一回路压力降至SG二次侧压力。堆芯水位持续下降，10 008s时，堆芯开始熔化，并于12 936s向下腔室迁移，堆芯及融熔池温度如图3所示。至13 759s时，下腔室烧干，21 588s热段发生蠕变失效，系统压力迅速降低，安注箱启动，使堆芯水位得到短时间补充，但由于缺乏长期冷却，堆芯水位不能维持而再次烧干。

表1　 全厂断电始发严重事故进程Table 1 Sequence of SBO induced severe accident

图2　 一回路压力与堆芯水位Fig．2 Pressure of RCS and water level in core

该事故序列中由于RCS不能自动卸压，SG传热管与热段相继发生蠕变失效，导致一回路压力边界的完整性遭到破坏，从而实现一回路的被动卸压。

图3　 堆芯及熔融池温度Fig．3 Temperatures of core and molten pool

2．2 一回路手动卸压效果分析

根据事故序列计算，第1～4级ADS全部失效工况下，先后发生了SG传热管蠕变失效以及热段蠕变失效，一回路发生了被动卸压，破坏了一回路压力边界的完整性。因此，有必要实施手动卸压操作。

在堆芯出口温度达到650℃延迟20min，于8 224s开启ADS。分别针对手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS以及手动开启第4级ADS 3种工况进行分析（图4）。从图4可看出，手动开启ADS后一回路压力迅速降低，并使安注箱能投入，压力容器水位得到短期恢复。根据计算结果可知，3种卸压方案均能有效降低一回路压力，可有效防止HPME 和DCH的发生，为RNS的投入提供条件。

图4　 一回路压力和压力容器水位随时间的变化Fig．4 Pressure of RCS and water level of pressure vessel vs．time

3　氢气负面影响分析

严重事故发生后，当燃料包壳温度上升超过1 300K时，将发生锆水反应产生大量氢气，且锆水反应速率与包壳表面温度正相关［9］。针对3种卸压方案，实施卸压后，一回路压力迅速降低，大量冷却剂迅速流失，在此过程中带走堆芯部分热量，使燃料包壳表面温度上升速率低于ADS失效工况，进而导致锆水反应速率减小，因此压力容器内产氢总量有所减少，如图5所示。

图5　 压力容器内产氢质量随时间的变化Fig．5 Mass of hydrogen for pressure vessel vs．time

开启第1～3级ADS进行卸压，氢气随一回路冷却剂向IRWST隔间排放，由于假设氢气点火器失效，使氢气在有限的隔间积聚，浓度升高，如图6a所示，氢气浓度最高达到78%，并在较长时间内处于高浓度，之后由于IRWST内的水温度升高直至沸腾，该隔间内充满大量水蒸气。继第1～3级ADS开启后开启第4级ADS阀门可在一定程度上缓解氢气积聚这一现象，IRWST局部隔间氢气浓度会显著下降，但仍存在有限隔间氢气燃烧甚至燃爆的风险。若仅开启第4级ADS，氢气随着冷却剂向环路隔间释放，IRWST局部隔间由于扩散作用，氢气浓度很低，基本维持在5%左右。环路隔间自由体积大，且上部与安全壳上部空间相连，氢气容易扩散，因而不会出现氢气浓度的峰值，如图6b所示。

图7示出了3种卸压方案下，IRWST局部隔间的氢气燃烧模式。从图7a、b可看出，在相继开启第1～4级ADS的工况下，该隔间氢气风险长期处于燃烧甚至燃爆区域，在仅开启第1～3级ADS的工况下，在事故后期由于大量水蒸气的产生使该隔间处于蒸汽惰化状态。图7c表明仅开启第4级ADS的工况，氢气风险未进入燃烧区。

图6　 IRWST隔间和环路隔间氢气浓度随时间的变化Fig．6 Hydrogen concentrations in IRWST and loop compartments vs．time

a——第1～4级ADS；b——第1～3级ADS；c——第4级ADS图7　 氢气燃烧模式Fig．7 Hydrogen combustion pattern

因此，开启第1～3级ADS或第1～4级ADS均能有效实现一回路卸压，但会造成IRWST隔间的局部氢气风险。而仅开启第4 级ADS卸压，不仅能实现一回路完全卸压，同时也避免了局部隔间的氢气积聚。基于以上考虑，建议在先进非能动压水堆SAMG一回路卸压策略中，优先考虑通过开启第4级ADS实现一回路卸压。

4　结论

本文针对先进非能动压水堆，选取全厂断电始发的典型高压熔堆事故序列，从氢气风险分析的角度，对手动开启第1～4级ADS、手动开启第1～3级ADS以及手动仅开启第4级ADS 3种卸压方案的卸压效果进行评估，得到以下结论。

1）3种卸压方案均能有效降低一回路压力。

2）在氢气点火器失效时，开启第1～3级ADS或第1～4级ADS进行一回路卸压会造成IRWST隔间的氢气风险。

3）从氢气负面影响的角度，建议在实施先进非能动压水堆SAMG一回路卸压策略时，优先考虑通过开启第4级ADS实现一回路卸压。但对于开启第4级ADS进行一回路卸压，因冷却剂喷放可能带来的其他负面效应仍需进一步评估。

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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：＊曹学武，E－mail：caoxuewu＠sjtu．edu．cn

作者简介：朱 伟（1988—），男，湖北荆州人，硕士研究生，核能科学与工程专业

基金项目：国家自然科学基金资助项目（11205099）

收稿日期：2014－04－24；修回日期：2014－06－06

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1399

文章编号：1000－6931（2015）08－1399－06

文献标志码：A

中图分类号：TL364．4