先进压水堆核电厂严重事故氢气控制研究

摘要

日本福岛核电厂核泄漏事故后，核电厂严重事故下氢气风险及控制问题再一次成为业界关注的热点。对于先进压水堆而言，非能动安全特性是其显著特点，且严重事故下的缓解措施与传统压水堆存在较大差异，使得先进压水堆的氢气源项、氢气在安全壳的迁移以及对氢气控制系统的要求都有显著的特点。因此，针对非能动先进压水堆核电厂开展严重事故工况下的氢气源项及氢气风险控制研究是满足三代核电厂严重事故管理要求的重要课题之一，可为严重事故管理的实施提供技术基础。
　　本论文围绕基本分析模型，建立了非能动先进压水堆核电厂集总参数模型，对典型严重事故序列氢气源项进行了系统性分析，从严重事故管理的角度对氢气控制系统的消氢能力进行研究，提出了适用于非能动先进压水堆核电厂的氢气控制优化方案，最后对局部隔间的氢气燃烧载荷进行研究。
　　本论文主要研究内容和研究结论包括：
　　（1）建立和验证了耦合非能动安全特性的先进压水堆核电厂集总参数模型。该耦合分析模型包括反应堆主回路系统、非能动堆芯注射系统、非能动余热排出系统、ADS卸压系统、安全壳及非能动安全壳冷却系统（PCS）。利用国外非能动安全壳大型试验数据建立了该试验装置结构模型以及冷凝机理模型，对安全壳干态和湿态工况下的安全壳响应进行分析，通过不同质能释放工况的模拟以及与试验测量值的比对，验证了PCS冷凝机理模型的可用性。针对所建立的先进压水堆核电厂模型，通过开展系统稳态运行的调试、设计基准事故比对分析以及严重事故工况比对，验证了先进压水堆核电厂模型的可靠性，表明所建立的集总参数模型可用于后续的氢气风险控制研究工作。
　　（2）典型严重事故序列的氢气源项研究。基于确定论分析、核电厂一级PRA结果以及非能动先进压水堆事故特点，分别选取压力容器内滞留（IVR）有效及IVR失效工况下的典型严重事故序列，包括DVI管线破裂事故、大破口失水事故、热段3/8英寸破口、丧失主给水、热段2英寸破口始发严重事故序列及破口大小、破口位置和安注系统是否有效等影响因素，进行热工水力及氢气源项特性研究。分析表明：IVR有效工况下，不同始发严重事故的产氢量不同，大破口失水事故，由于堆芯再淹没过程中氢气快速产生，可达到100％活性区锆水反应产氢量；IVR失效工况下，压力容器失效后发生堆芯熔融物与堆腔混凝土的反应。
　　（3）典型严重事故序列下点火器消氢能力分析。研究氢气在安全壳空间的迁移特性及氢气浓度的基础上，以典型的DVI管线破裂叠加内置换料水箱重力注水再循环失效、热段2英寸破口叠加ADS自动卸压失效、大破口失水事故叠加重力注水有效以及热段2英寸破口叠加安注失效且PCS水冷失效的工况，建立了氢气燃烧模型，采用点火器作为氢气控制手段，分析了点火器消氢的有效性，表明IVR有效工况下，氢气点火器持续有效，可以去除安全壳内的氢气，缓解氢气风险；在IVR失效工况下，由于大量水蒸汽的存在，制约了点火器的消氢效果。
　　（4）氢气风险负面效应分析。由于PCS对安全壳内氢气浓度分布负面作用较大，PCS导出安全壳内热量时，使得安全壳大气中的水蒸汽浓度由于迅速冷凝而大大降低，从而使得安全壳内的氢气浓度增加。通过对产氢量达到100%活性区锆水反应时，恢复PCS水冷功能的氢气燃烧风险评估表明，PCS在事故后期的投入会极大增加氢气爆炸的风险，并可能挑战安全壳完整性。针对一回路卸压对氢气风险的负面效应进行分析，表明不恰当的卸压措施可能增加氢气燃烧风险，建议在非能动先进压水堆核电厂严重事故管理指南（SAMG）一回路卸压策略中，优先考虑采用ADS4级阀门实施降压措施向环路隔间排放，既可实现一回路卸压目的，又可以避免由于ADS1-3级开启而产生IRWST隔间内的氢气风险问题。
　　（5）基于对氢气控制系统运行时间要求，以及严重事故管理措施研究了安全壳严重挑战状态下的氢气风险控制，表明由于PCS水冷失效使得安全壳处于严重挑战状态，根据严重挑战指南SCG-2和SCG-3采取相应措施也不能从根本上消除氢气风险。基于此提出了采用非能动氢气复合器进行氢气风险控制的优化方案，并对其消氢特性进行了评估。
　　（6）主泵隔间局部氢气燃烧风险评估。对于局部氢气燃烧问题，建立了主泵隔间三维分析模型，并采用美国Lawrence-Livermore国家实验室进行评估氢气点火器性能的试验数据对所建立的数值模拟模型进行了验证，对不同氢气浓度和不同点火器位置下的燃烧热载荷进行了详细模拟，表明氢气在较高浓度下点燃，可产生较高温度载荷，点火位置位于隔间中部和底部，产生的火焰较大，燃烧剧烈。相关工作可以为点火器的具体布置方案提供技术支持。
　　本论文全面系统地研究了非能动先进压水堆核电厂集总参数模型的可用性，典型严重事故序列的氢气源项特性，氢气控制策略，点火的负面影响分析，基于严重事故管理措施提出了安全壳严重挑战状态下的氢气风险控制优化方法，对于第三代核电厂满足更高核安全目标具有技术指导意义，对我国第三代核电厂的建设具有现实的工程指导意义。

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符号对照表

第一章 绪论

1.1 氢气风险研究背景

1.2 国外氢气风险控制研究进展

1.3 国内氢气风险控制研究进展

1.4 氢气安全管理需求和发展趋势

1.5 本文的研究目的及内容

第二章 核电厂分析模型的建立和验证

2.1 反应堆冷却剂系统模型

2.2 专设安全设施模型

2.3 安全壳模型及验证

2.4 核电厂分析模型的验证

2.5 本章小结

第三章 典型严重事故序列下氢气源项分析

3.1 堆芯氧化模型及典型严重事故序列确定

3.2 DVI管线破裂始发严重事故氢气源项分析

3.3 大破口始发严重事故氢气源项分析

3.4 热段3/8英寸小破口始发严重事故氢气源项分析

3.5 丧失主给水叠加热段蠕变失效氢气源项分析

3.6 热段2英寸破口始发严重事故氢气源项分析

3.7氢气源项特性总结

第四章 氢气风险控制研究

4.1 氢气控制系统分析模型

4.2 氢气风险控制分析

4.3 SAMG入口条件点火的载荷分析

4.4 氢气燃烧负面效应分析

4.5 基于氢气负面效应考虑的一回路卸压策略研究

4.6 本章小结

第五章 氢气控制管理优化

5.1 氢气控制系统可用性分析

5.2 安全壳严重挑战状态下的氢气风险管理

5.3 非能动氢气复合器与点火器联合的氢气控制方案

5.4 本章小结

第六章 局部氢气风险研究

6.1 主泵隔间内氢气浓度分布

6.2 氢气燃烧模型的确定

6.3 氢气燃烧模型的验证

6.4 主泵隔间内氢气燃烧的分析

6.5 本章小结

第七章 总结及研究展望

7.1 论文研究成果

7.2 论文创新点

7.3 研究展望

参考文献

致谢

攻读博士学位期间已发表或录用的论文