“华龙一号”PCS系统对氢气风险的影响研究.pdf

DOI:10.11991/yykj.202304013网络出版地址：https:/ 系统对氢气风险的影响研究雷宁博，石雪垚中国核电工程有限公司，北京100840摘要：“华龙一号”(Hualongpressurizedreactor1000，HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施，有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型，结合严重事故后安全壳内氢气可燃性判断准则，研究了典型事故后非能动安全壳热量导出系统（passivecontainmentheatremovalsystem,PCS）作用下的安全壳内氢气浓度分布，分析了 PCS 对严重事故后氢气风险的影响。研究结果可为“华龙一号”严重事故管理措施的有效性论证提供支持。关键词：华龙一号；非能动安全壳热量导出系统；严重事故；氢气风险；消氢系统；夏皮洛图；快燃区；慢燃区中图分类号：TL32文献标志码：A文章编号：1009671X(2024)01006505A study on the influence of passive containment heat removal system ofHPR1000 on hydrogen riskLEINingbo,SHIXueyaoChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,Beijing100840,ChinaAbstract:VarioussevereaccidentpreventionandmitigationmeasuresaresetinHualongpressurizedreactor1000(HPR1000).Itsnecessarytomakeresearchonhydrogenriskinfluencedbythegeneraleffectofmitigationmeasuresforhydrogenriskcontrolandothers.TheHPR1000PWRmodelwasbuiltbyintegralsevereaccidentanalysiscode.Bycombinationwiththehydrogencombustioncriteriaincontainmentaftersevereaccident,thehydrogenconcentrationdistributionincontainmentimpactedbypassivecontainmentheatremovalsystem(PCS)afteratypicalaccidentwasresearched,whichcouldsupporttheeffectivenessofsevereaccidentmanagementmeasuresofHPR1000.Keywords:Hualongpressurizedreactor1000;passivecontainmentheatremovalsystem;severeaccident;hydrogenrisk;hydrogeneliminationsystem;Shapirofigure;fastcombustionarea;slowcombustionarea福岛核事故后，安全壳内的氢气风险问题受到广泛关注，包括我国在内的世界多国核电监管机构也提出了明确的要求。在福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求1及“十二五”期间新建核电厂安全要求中明确规定：对于安全壳内产生的氢气要有充分手段消除，需具备避免发生氢气爆炸的手段和能力；应避免安全壳完整性因局部区域氢气积聚后可能产生的燃烧或爆炸而破坏，开展对氢气缓解措施有效性的分析评估。在 HAF102-2016中同样规定要控制事故工况下安全壳大气中的氢气浓度，以防止可能危及安全壳完整性的燃爆或爆燃载荷2。目前的研究多集中在事故后消氢系统作用下的安全壳内氢气浓度分布313，而由于事故后安全壳内的氢气风险与安全壳内热工水力行为密切相关，例如：堆腔注水系统会在安全壳内产生蒸汽而非能动安全壳热 量 导 出 系 统（passivecontainmentheatremovalsystem,PCS）会将安全壳内蒸汽冷凝，从而影响氢气份额；引入的安全设施可能会加强安全壳内气体搅混从而使氢气分布均匀，降低局部氢气风险。而三代压水堆核电厂中往往设置多种严重事故预防缓解措施，因此有必要对其他会对安全壳内热工水力行为产生影响的严重事故缓解措施作用下的事故后安全壳内的氢气风险进行分析1415，还可为严重事故管理措施的有效性论证提供支持。本文以采用“华龙一号”核电技术的收稿日期：20230411.网络出版日期：20231123.作者简介：雷宁博，男，高级工程师.通信作者：雷宁博，Email：.第51卷第1期应用科技Vol.51No.12024年1月AppliedScienceandTechnologyJan.2024福清核电 5、6 号机组为研究对象，结合氢气风险判断准则，研究了严重事故后非能动安全壳热量导出系统作用下的安全壳内氢气风险，研究结果可为“华龙一号”采取的严重事故管理措施提供支持。1分析模型的开发采用一体化程序 MAAP 建立了福清核电 5、6 号机组的分析模型。模型中安全壳共划分为17 个控制体，如图 1 所示。对于氢气容易积聚的风险点包括稳压器隔间、波动管隔间、卸压箱隔间以及主泵隔间都划分了单独的控制体。15+69 m+30 m+26 m+23.92 m+16.42 m+9.0 m+6.4 m+3.75 m+1.0 m0 m3.32 m6.7 m9898711443171613101225611图1安全壳控制体划分示意福清核电 5、6 号机组的消氢系统由 33 台非能动氢气复合器构成。非能动安全壳热量导出系统由 3 个相互独立的系列组成。两者均在一体化程序中进行了模拟。2氢气风险判断准则本 文 主 要 通 过 安 全 壳 隔 间 氢 气 浓 度 和Shapiro 图来判断氢气风险。图 2 即为 Shapiro 图。对于氢气潜在的燃烧状态，可根据氢气、空气、水蒸气混合气体在Shapiro 图中的位置来判断。若可燃气体组分点落在慢燃区内，则有可能发生慢燃；若可燃气体组分点落在快燃区内，则有可能发生快燃；若可燃气体组分点落在爆炸区内，则可能会发生爆炸。因此可利用 Shapiro 图来判断评估安全壳空间潜在的氢气燃烧风险。0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图2Shapiro 图3非能动安全壳热量导出系统作用下的安全壳内氢气风险福清核电 5、6 号机组设置了包括消氢系统和PCS 系统在内的多种严重事故缓解措施。事故后PCS 系统投入运行的情况下，会使安全壳内的水蒸气冷凝，引起安全壳内氢气份额升高，因此需要对消氢系统和 PCS 系统综合作用下的安全壳内氢气风险进行定量分析。福清核电 5、6 号机组还设置了堆腔注水系统（cavityinjectionsystem,CIS），由于 CIS 的运行一方面会使总的产氢量减少，另一方面会产生大量水蒸气使得安全壳大气更易惰化，因此在分析中假设 CIS 系统不投入。本文选取等效产氢质量达到 100%锆氧化份额产氢量的冷段双端剪切断裂大破口失水事故的典型严重事故序列进行研究。共研究了 3 种工况：1)消氢系统和 PCS 均未投入；2)消氢系统投入，PCS 未投入；3)消氢系统与 PCS 都投入。3.1工况 1首先分析了消氢系统和 PCS 系统均不投入的工况，这种情况下安全壳内的氢气浓度最大，可以作为分析的基准工况。具体采用的分析假设如下：1)0s 发生冷段双端剪切断裂大破口失水事故；2)中、低压安注和辅助给水均失效；3)安全壳喷淋系统失效；4)CIS 系统失效；5)消氢系统和 PCS 系统均不投入。冷段双端剪切断裂大破口失水事故发生后，一回路冷却剂快速流失。由于中、低压安注均失效，堆芯很快裸露，燃料包壳与高温蒸汽发生反应快速氧化产生大量氢气。随着事故进程发展，堆芯熔融跌落至下封头后，由于 CIS 系统失效，最终压力容器被熔穿，发生堆芯熔融物混凝土反应66应用科技第51卷产生大量可燃气体。图 3 和图 4 分别表示主泵隔间和安全壳上部大空间的氢气份额随时间变化的情况，图 5 和图 6 分别表示主泵隔间和安全壳上部大空间的大气状态在在 Shapiro 图中的位置。从图 36 可以看出，由于消氢系统未投入，最终安全壳主泵隔间和上部大空间氢气份额均超过10%，大气状态进入了快燃区。00.030.060.090.120.15510152025t/103 s主泵隔间氢气体积分数30图3主泵隔间氢气体积分数（工况 1）00.030.060.090.120.15510152025t/103 s安全壳上部大空间氢气体积分数30图4安全壳上部大空间氢气体积分数（工况 1）0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图5主泵隔间大气状态（工况 1）0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图6安全壳上部大空间大气状态（工况 1）3.2工况 2工况 2 与工况 1 相比，除消氢系统投入运行外，其他假设均相同。图 7 和图 8 分别表示主泵隔间和安全壳上部大空间的氢气份额随时间变化的情况，图 9 和图 10 分别表示主泵隔间和安全壳上部大空间的大气状态在 Shapiro 图中的位置。从图 710 可以看出，在消氢系统作用下，计算结束时安全壳主泵隔间和上部大空间氢气份额分别为 5%和 3.96%，这两处的大气状态均保持在慢燃区之外。00.020.040.06510152025t/103 s主泵隔间氢气体积分数30图7主泵隔间氢气体积分数（工况 2）00.020.010.030.04510152025t/103 s安全壳上部大空间氢气体积分数30图8安全壳上部大空间氢气体积分数（工况 2）0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图9主泵隔间大气状态（工况 2）0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图10安全壳上部大空间大气状态（工况 2）第1期雷宁博，等：“华龙一号”PCS 系统对氢气风险的影响研究673.3工况 3工 况 3 的 消 氢 系 统 和 PCS 都 投 入 运 行。图 11 和图 12 分别表示主泵隔间和安全壳上部大空间的氢气份额随时间变化的情况，图 13 和图 14 分别表示主泵隔间和安全壳上部大空间的大气状态在在 Shapiro 图中的位置。从图 1112 可以看出，由于 PCS 的投入，安全壳内部分水蒸气被冷凝，相较工况 2 安全壳内氢气份额有所提高，主泵隔间为 5.5%，上部大空间为 4.26%。但从图 1314 看出，这两处的大气状态仍然保持在慢燃区之外。00.020.040.06510152025t/103 s主泵隔间氢气体积分数30图11主泵隔间氢气体积分数（工况 3）00.020.010.030.050.04510152025t/103 s安全壳上部大空间氢气体积分数30图12安全壳上部大空间氢气体积分数（工况 3）0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图13主泵隔间大气状态（工况 3）0000.250.250.250.500.500.50氢气(+一氧化碳)体积分数水蒸气(+二氧化碳+氮气)体积分数0.750.750.751.001.001.00慢燃区燃爆区空气体积分数快燃区图14安全壳上部大空间大气状态（工况 3）4结论福清核电 5、6号机组采用了我国自主研发的“华龙一号”核电技术，设计了包括消氢系统和PCS 系统在内的多种严重事故缓解措施。本文选取冷段双端剪切断裂大破口失水事故对消氢系统和 PCS 系统综合作用下的安全壳内氢气风险进行了研究，结果表明：1)无 PCS 系统的情况下，消氢系统投入运行后将事故后安全壳内氢气份额控制在 10%以下，安全壳大气状态在慢燃区以外，有效地消除了氢气风险；2)PCS 系统投入的情况下，对事故后安全壳内水蒸气的冷凝使得安全壳内氢气份额有所提高，就本文计算的工况而言，大约是 PCS 不投入时的 1.1 倍。但安全壳内氢气份额仍然低于 10%，且安全壳大气状态均在 Shapiro 图的慢燃区之外。通过本文的研究，表明 PCS 系统的投入不会引起安全壳内氢气风险。研究结果可为“华龙一号”设置的严重事故缓解设施的相容性以及采取的严重事故管理措施的有效性提供支持。参考文献：国家核安全局.福岛事故后核电厂改进行动通用技术要求 S.2012.1国家核安全局.核动力厂设计安全规定:HAF102S.北京：国家核安全局，2016.2周喆,孙婧,周克峰,等.乏燃料水池氢气风险分析和对策研究 J.原子能科学技术,2016,50(12):22242229.3PENGXiang,CAOXiaxin,CAOJianhua,etal.Numericalstudy on the effect of CO2 on the heat transfercharacteristics of steam condensation outside a verticaltubeJ.Nuclear engineering and design,2022,391:111745.4LIGonglin,CAOBoyang,ZHOUShuhang,etal.Effectsof inclination and flow velocity on steam condensation568应用科技第51卷consisting of air on tube bundle external surfacesJ.Progressinnuclearenergy,2021,136:103722.ZHOUShuhang,LIYi,SUNYan,etal.EvaluationsandclassificationsofthebundleeffectsonsteamcondensationbasedonbroadpressurerangeexperimentsJ.Progressinnuclearenergy,2021,135(2):103695.6王贺南,李汉辰,石雪垚,等.严重事故后安全壳氢气风险控制论证 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