严重事故管理导则中的氢气风险判断及事故模拟分析

建立严重事故管理导则中用于判断氢气燃烧、超压风险以及安全壳降压时氢气风险的判断工具。用一体化事故分析程序对全厂断电事故进行模拟计算,用该氢气风险判断工具对不同事故阶段的氢气风险进行分析。结果表明:在全厂断电始发的严重事故下,没有氢气复合器且没有安全壳喷淋时,安全壳大气在一段时间内会被水蒸气惰化,不会发生燃烧,但如果应急电源恢复,重新启动安全壳喷淋时,有可能引起氢气燃烧甚至造成安全壳超压;在增加氢气复合器后,没有造成安全壳超压的风险,并且判断结果是保守的。     

严重事故下安全壳卸压箱隔间氢气浓度场模拟

根据MELCOR程序对全厂断电诱发的严重事故下安全壳内各隔间的氢气浓度分布的计算结果,参考美国联邦法规关于氢气控制和风险分析的标准,分析安全壳内氢气的燃烧风险。结果表明：安全壳内平均氢气浓度不会导致整体性氢气燃烧,但存在局部燃烧的风险。通过CFD程序对氢气浓度较高的卸压箱隔间进行氢气释放和空间气体流动过程的模拟,得到更细致的卸压箱隔间内氢气浓度场分布,给出氢气聚集区域的准确位置,为采取严重事故缓解措施,设计氢复合器布置方案提供了参考依据。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析

采用模块化严重事故计算工具,对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析.在此基础之上,参考美国联邦法规10CFR关于氢气控制和风险分析的标准,对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究.分析结果表明:大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%,具有一定的整体性氢气燃烧风险,小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险,但仍然存在局部氢气燃烧的可能.     

严重事故氢气燃爆缓解措施的初步研究

轻水堆核电站发生严重事故时,氢气的大体积氢燃爆可能会严重威胁安全壳的完整性.氢气点火器与氢气复合器是2种严重事故下的氢气燃爆缓解设备.本文分别研究了3种氢气燃爆缓解措施,包括仅采用氢气点火器、仅采用氢气复合器和采用氢气复合器结合点火器.结果表明,采用氢气复合器结合点火器的方式可以安全、持续、有效地降低大体积氢燃爆带来的风险.     

大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析

针对大亚湾核电站在严重事故条件下安全壳内氢气的产生、释放以及氢气复合器对氢气浓度的影响进行了研究。在假设安全壳内安装一定数量的NIS型被动催化式氢气复合器的条件下,研究了氢气浓度在安全壳内的变化。结果表明,当安全壳内安装大约50个氢气复合器时,最大氢气浓度可以控制在10%左右。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

900MW核电站严重事故缓解系统功能分析

应用新版的MELCOR程序，以900MW机组为对象，进行了SBO严重事故进程研究，在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸，非能动氢气复合等缓解措施（3个方案）对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟；计算了MCCI引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况；对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氧气的复合效应进行了评价和分析。分析结果表明，事故下稳压器延伸功能的及时投入，可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了2h左右，并且避免了高压堆熔引起的安全壳直接加热现象，消除了由此引起的对安全壳完整性的威胁。各方案均表明，由于从一回路迁移到安全壳的大量水蒸汽对氢气燃烧的惰化作用，在一定程度上避免了安全壳内氢爆的发生，而氢气复合器在空间和数量上的合理布置，则可以完全消除大空间内燃爆的威胁。24h内堆坑地板没有完全熔穿的情况出现。     

百万千瓦级压水堆严重事故下氢气源项及氢气控制有效性分析

针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-LOCA)、中破口失水事故(MB-LOCA)、小破口失水事故(SB-LOCA)、全厂断电事故(SBO)、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)进行事故进程计算以及氢气源项分析。相对于其他事故序列,LB-LOCA下堆芯快速熔化,锆-水反应产生氢气的速率快,可以作为安全壳内氢气风险控制有效性分析的代表性事故序列。分析表明,严重事故情况下在安全壳中安装一定数量的非能动氢气复合器(PARs)能够有效去除安全壳中的氢气,消除氢气燃烧或爆炸的风险,保持安全壳的完整性。     

CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。     

基于CFD的安全壳局部隔间非能动氢气复合器布置方案研究

非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进出口的气体流量和气体组分,并作为非能动氢气复合器的边界条件,开展三维空间内非能动氢气复合器消氢速率和氢气分布情况研究。结果表明：简化的非能动氢气复合器模拟方案能很好地模拟非能动氢气复合器样机的消氢效果;对安全壳内局部隔间开展非能动氢气复合器消氢效果研究发现,在相同环境条件下,非能动氢气复合器布置在较高位置与布置在较低位置相比,布置在较高位置时,非能动氢气复合器具有更高的消氢速率,隔间整体氢气浓度较低,但是非能动氢气复合器布置在较高位置时出现隔间底部局部氢气聚集的情况。     

大亚湾和岭澳核电站安全壳氢气风险及消氢措施有效性分析

使用MAAP程序计算大亚湾和岭澳核电站严重事故条件下安全壳内的相关质能释放和氢气源项;利用TONUS程序建立安全壳集总参数模型,计算分析氢气在安全壳内的分布情况;结合非能动氢复合器消氢性能、现场条件和氢气分布情况,提出氢复合器布置方案;借助TONUS和GASFLOW程序,分别使用集总参数法和CFD法,验证消氢方案的有效性。验证结果表明,安全壳内氢气浓度满足相关法规要求。     

先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析

本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。     

严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析

采用一体化严重事故分析工具,对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明：相对于小破口失水始发事故和全厂断电始发事故工况,大破口失水始发严重事故堆芯快速熔化,在考虑100%锆 水反应产氢量的条件下,大破口失水始发事故氢气风险较大,有可能发生氢气快速燃烧;在氢气控制系统作用下,发生大破口失水始发严重事故时,安全壳内平均氢气浓度和隔间内氢气浓度低于10%,未达到氢气快速燃烧和爆炸的条件,满足美国联邦法规10CFR中关于氢气控制和风险分析的准则,认为该氢气控制系统是可行、有效的。     

严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用

当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时,堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI）可能引起安全壳晚期失效,包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600MW轻水堆核电厂为对象,选取全厂断电（SBO）叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列,应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象,着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率,为相应的严重事故管理提供支持。     

严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析

应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响.对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析.分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险.方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa.     

反应堆一回路卸压中高温蒸汽对设备可用性影响研究

针对压水堆核电厂全厂断电同时叠加汽动给水泵失效典型高压熔堆事故序列评估了一回路卸压策略的有效性,并针对卸压策略实施中影响严重事故管理的实施与效果的关键设备所处的严重事故环境条件进行了分析。结果表明:开启不同列数稳压器安全阀可以使一回路有效卸压;堆芯热电偶能较准确地测量出650℃的堆芯出口温度,可以为一回路卸压等严重事故缓解措施的投入确定时间,但在全厂断电同时叠加汽动给水泵失效事故后期可能发生超量程现象;稳压器安全阀在高温蒸汽作用下有可能发生失效,通过开启较多列数的安全阀有助于降低该风险;在全厂断电同时叠加汽动给水泵失效事故中,为稳压器安全阀供电的蓄电池容量是影响主系统卸压实施效果的重要因素,其容量能否维持长时间的一回路卸压需要进行详细评估。     

核电厂非能动氢复合器研制

核电厂非能动氢复合器主要用于消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据H2和O2催化反应消氢的工作原理,设计以Pt、Pd混合配比作为催化剂的催化板,并以此为核心部件,设计制造能够在非能动条件下持续消氢的非能动氢复合器。针对核电厂安全壳严重事故后的消氢要求,开展非能动氢复合器在不同温度、压力、氢气体积分数等条件下的消氢速率试验,不同毒物对消氢效果影响试验以及启动和停止阈值试验。研究结果表明,非能动氢复合器达到了核电厂事故后消氢技术要求,可直接应用于二代堆型核电厂,还可以应用于EPR或AP1000等三代堆型核电厂。     

AP1000安全壳外环廊氢气风险分析

本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模,计算严重事故下的氢气浓度,以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明：AP1000核电厂所设置的氢气点火器和氢气复合器能很好地控制环廊氢气浓度,防止壳外氢气风险的发生。只有在氢气点火器和氢气复合器均不可用,且产氢量很大的极限工况下,才可能在环廊区域内出现较高的氢气浓度,威胁安全壳的完整性。     

氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果

在严重事故条件下,安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性,必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳,以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故,计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果,及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气,但对于极其快速的氢气释放,它的消氢能力受到一定限制。