AP1000核電廠嚴(yán)重事故下氫氣源項(xiàng)及緩解措施研究.pdf

1、AP1000核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，如果冷卻劑喪失，反應(yīng)堆堆芯得不到足夠的冷卻，堆芯燃料元件和結(jié)構(gòu)材料在燃料衰變熱的作用下，溫度將持續(xù)上升。高溫下，鋯合金包殼將與水或水蒸氣發(fā)生強(qiáng)烈的放熱氧化反應(yīng)，所產(chǎn)生的大量氫氣將通過主回路壓力邊界破口處釋放到安全殼中，如果這些氫氣在安全殼內(nèi)大量聚集，將會(huì)直接威脅到安全殼的完整性。因此，在嚴(yán)重事故情況下，必須采取措施應(yīng)對(duì)安全殼內(nèi)的氫氣風(fēng)險(xiǎn)。目前，AP1000核電廠主要是采用氫氣點(diǎn)火器和非能動(dòng)氫氣復(fù)合器的方

2、式來直接消除安全殼內(nèi)氫氣。
　　首先，本文以反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)主管道發(fā)生LOCA事故疊加重力注射失效作為初始事故工況，采用一體化嚴(yán)重事故分析程序?qū)P1000核電廠在嚴(yán)重事故下的氫氣源項(xiàng)敏感性作了系統(tǒng)的分析，得到嚴(yán)重事故下氫氣總產(chǎn)生量和氫氣釋放速率受破口尺寸和破口位置的影響。
　　然后，基于對(duì)氫氣源項(xiàng)的敏感性分析和目前西屋公司采用的氫氣緩解措施（氫氣點(diǎn)火器+非能動(dòng)氫氣復(fù)合器）布置方案，選取1＃蒸汽發(fā)生器(SG)隔間內(nèi)

3、的RCS主管道發(fā)生L-LOCA疊加重力注射作為嚴(yán)重事故工況，采用GASFLOW程序?qū)P1000核電廠在嚴(yán)重事故下氫氣的擴(kuò)散行為、氫氣的體積分?jǐn)?shù)和氫氣風(fēng)險(xiǎn)等進(jìn)行了數(shù)值分析。研究表明:氫氣流動(dòng)的主要路徑為“1#SG源項(xiàng)隔間→安全殼穹頂空間→底部隔間”，并且在安全殼內(nèi)形成明顯的層狀分布;氫氣點(diǎn)火器和非能動(dòng)氫氣復(fù)合器能夠在氫氣大量釋放階段消耗掉大部分氫氣，可以有效降低安全殼內(nèi)各隔間的氫氣濃度，但1#SG源項(xiàng)隔間仍具有燃爆轉(zhuǎn)變的風(fēng)險(xiǎn)，各隔間內(nèi)的

4、火焰加速的風(fēng)險(xiǎn)可以基本排除。但是，點(diǎn)火器消除氫氣時(shí)會(huì)釋放出大量的熱量，并且點(diǎn)火器的消氫量越多，放出的熱量也越多，容易造成局部溫度過高，應(yīng)該采取相應(yīng)的措施來防止局部溫度過高影響隔間內(nèi)其他設(shè)備。
　　最后，假定核電廠的兩組氫氣點(diǎn)火器均失去電源，非能動(dòng)復(fù)合器功能正常。初始事故工況選取RCS主管道發(fā)生L-LOCA疊加重力注射失效，本節(jié)提出了采取事故后惰化方案來緩解安全殼內(nèi)的氫氣風(fēng)險(xiǎn)，同時(shí)研究惰化氣體注入種類、惰化氣體注入位置、惰化氣體注入

5、速率和惰化氣體開始注入時(shí)間等因素對(duì)惰化效果的影響。研究表明，事故后惰化的氣體為CO2，并且采用氣態(tài)的方式注入安全殼內(nèi);在事故后惰化的過程中，必須向安全殼內(nèi)注射足夠質(zhì)量的CO2確保安全殼處于完全惰化的狀態(tài)，以確保達(dá)到降低安全殼內(nèi)氫氣風(fēng)險(xiǎn)的目的;惰化氣體注入的位置考慮在氫氣源項(xiàng)破口附近偏下部比較適宜，惰化氣體的氣流加強(qiáng)了氫氣在安全殼內(nèi)的擴(kuò)散與混合，降低了安全殼內(nèi)的局部氫氣濃度;惰化氣體開始注射的時(shí)間不宜過晚，也不宜過早。惰化氣體開始注射的時(shí)