AP1000核電廠嚴重事故下氫氣源項及緩解措施研究.pdf

1、AP1000核電廠發(fā)生嚴重事故時，如果冷卻劑喪失，反應堆堆芯得不到足夠的冷卻，堆芯燃料元件和結構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)生強烈的放熱氧化反應，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，將會直接威脅到安全殼的完整性。因此，在嚴重事故情況下，必須采取措施應對安全殼內(nèi)的氫氣風險。目前，AP1000核電廠主要是采用氫氣點火器和非能動氫氣復合器的方

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，采用一體化嚴重事故分析程序?qū)P1000核電廠在嚴重事故下的氫氣源項敏感性作了系統(tǒng)的分析，得到嚴重事故下氫氣總產(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，基于對氫氣源項的敏感性分析和目前西屋公司采用的氫氣緩解措施（氫氣點火器+非能動氫氣復合器）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重事故工況，采用GASFLOW程序?qū)P1000核電廠在嚴重事故下氫氣的擴散行為、氫氣的體積分數(shù)和氫氣風險等進行了數(shù)值分析。研究表明:氫氣流動的主要路徑為“1#SG源項隔間→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;氫氣點火器和非能動氫氣復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源項隔間仍具有燃爆轉變的風險，各隔間內(nèi)的

4、火焰加速的風險可以基本排除。但是，點火器消除氫氣時會釋放出大量的熱量，并且點火器的消氫量越多，放出的熱量也越多，容易造成局部溫度過高，應該采取相應的措施來防止局部溫度過高影響隔間內(nèi)其他設備。
　　最后，假定核電廠的兩組氫氣點火器均失去電源，非能動復合器功能正常。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)的氫氣風險，同時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間等因素對惰化效果的影響。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)，以確保達到降低安全殼內(nèi)氫氣風險的目的;惰化氣體注入的位置考慮在氫氣源項破口附近偏下部比較適宜，惰化氣體的氣流加強了氫氣在安全殼內(nèi)的擴散與混合，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間不宜過晚，也不宜過早。惰化氣體開始注射的時