嚴(yán)重核事故下氫氣調(diào)研報(bào)告

嚴(yán)重核事故下氫氣調(diào)研報(bào)告引言：2011年3月日本福島核電站由于地震引發(fā)氫氣爆炸導(dǎo)致核泄漏發(fā)生，從而加強(qiáng)了核工業(yè)界對(duì)核電站中氫氣安全和控制的重要性的認(rèn)識(shí).2012年國(guó)家能源局全面啟動(dòng)在運(yùn)在建核電站應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故安全技術(shù)研發(fā)項(xiàng)目，開展對(duì)包括核電廠氫氣的分布及控制等方面的研究，以促進(jìn)提高核電安全性.同年，國(guó)務(wù)院批復(fù)《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》明確強(qiáng)調(diào)：“對(duì)在嚴(yán)重事故下用于緩解事故的設(shè)備和系統(tǒng)的可用性以及可能發(fā)生的氫氣爆炸進(jìn)行評(píng)估、并根據(jù)評(píng)估結(jié)果實(shí)施相應(yīng)改進(jìn)”和“完善嚴(yán)重事故下安全殼或其他廠房?jī)?nèi)消氫系統(tǒng)的分析評(píng)估，并實(shí)施必要的改進(jìn)”.一、 氫氣導(dǎo)致核事故的原因氫氣可燃性 Hydrogenflammability：氫氣破壞安全殼的風(fēng)險(xiǎn)主要取決于總的氫氣濃度，大量的氫氣聚集在安全殼容器空隙里在局部產(chǎn)生很高的氫氣濃度并超過可燃界限，導(dǎo)致氫氣燃燒甚至爆炸，將危及安全殼完整性，使放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。二、 氫氣來源壓力容器內(nèi)部氫氣來源：?鋯合金氧化過程中的氫氣產(chǎn)生?鋼氧化過程中的氫氣產(chǎn)生?B4C氧化過程中的氫氣產(chǎn)生?再淹沒和淬火過程中的氫氣產(chǎn)生?堆芯熔融過程中的氫氣產(chǎn)生?燃料和冷卻劑相互作用過程中的氫氣產(chǎn)生安全殼內(nèi)部氫氣來源?水的輻照分解?腐蝕反應(yīng)?鈾與蒸汽或水的反應(yīng)?熔融堆芯與混凝土的反應(yīng)?碎片與空氣的反應(yīng)三、 嚴(yán)重事故下氫氣燃燒及爆炸研究核電站發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，會(huì)產(chǎn)生大量氫氣，氫氣的燃燒包含有很多不同的物理現(xiàn)象，如爆燃、爆炸、火焰加速和爆燃至爆轟的轉(zhuǎn)變(DDT).當(dāng)發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)伴隨著氫氣的大量產(chǎn)生，安全殼內(nèi)還有大量的水蒸氣和空氣.所以，安全殼內(nèi)可燃性氫氣-水蒸氣-空氣混合物的燃燒特性及點(diǎn)火條件將是研究的重要內(nèi)容.由于全尺寸的氫氣水蒸氣-空氣混合物的燃燒實(shí)驗(yàn)費(fèi)用高且危險(xiǎn)性極大，所以針對(duì)核電站內(nèi)嚴(yán)重事故下的氫氣混合物燃燒的數(shù)值模擬越來越重要.湍流燃燒的模擬本身就是非常復(fù)雜的，其過程包含大量的相互作用的子過程，如湍流與化學(xué)反應(yīng).同時(shí)，由于尺度的變化，在直接模擬中安全殼的湍流燃燒仍然是一個(gè)艱巨的挑戰(zhàn).針對(duì)核電站嚴(yán)重事故下氫氣燃燒危害性評(píng)估工具有兩類：一類為集總參數(shù)法，一類為CFD方法.目前，國(guó)際上可以用于模擬嚴(yán)重事故過程中氫氣燃燒現(xiàn)象的集總參數(shù)工具有法國(guó)的TOUNSLp、德國(guó)的COCOSYS[2s]、美國(guó)CONTAINL和MELCORE，以及日本的Muphi—Burn等.集總參數(shù)法中模擬爆燃的模型為經(jīng)驗(yàn)?zāi)Ｐ?empiricalmodels)和現(xiàn)象模型(phenomenologicalmodels).經(jīng)驗(yàn)?zāi)Ｐ椭腥紵龝r(shí)問和燃燒效率都是依據(jù)經(jīng)驗(yàn)設(shè)定，并沒有基于火焰?zhèn)鞑サ娜魏畏治?而現(xiàn)象模型是復(fù)雜的流體動(dòng)力學(xué)和化學(xué)計(jì)算與經(jīng)驗(yàn)?zāi)Ｐ偷恼壑?該模型中的火焰?zhèn)鞑ニ俾驶诤?jiǎn)化的火焰形狀和燃燒速度經(jīng)驗(yàn)公式.由于集總參數(shù)法無法模擬局部流場(chǎng)、局部湍流以及兩者對(duì)燃燒速率的影響，所以集總參數(shù)方法不能預(yù)測(cè)安全殼內(nèi)負(fù)載的細(xì)節(jié).集總參數(shù)方法只能模擬火災(zāi)速度不超過100?200m/s的低速燃燒區(qū)域.相對(duì)于集總參數(shù)法，CFD方法可提供更加細(xì)節(jié)的信息.模擬安全殼內(nèi)氫氣爆燃過程的有兩類模型：一類基于化學(xué)反應(yīng)模型，另一類基于“林火”(forestfire)模型.在CFD代碼中基于化學(xué)反應(yīng)模型方法應(yīng)用最為廣泛，其可以歸結(jié)為兩種方法：一種方法較為簡(jiǎn)單，主要采用直接建模的平均化學(xué)反應(yīng)求解平均的守恒質(zhì)量分?jǐn)?shù)方程(渦破碎模型(eddybreakupmodel)和渦耗散模型(eddydissipationconceptmodel)；另一種為更加復(fù)雜和精確的方法，采用層流小火焰模型和概率密度函數(shù)求解輸運(yùn)方程.一些全尺寸反應(yīng)堆安全殼內(nèi)氫氣燃燒模擬代碼采用“林火”模型，該模型包含代表有效燃燒率或者有效湍流燃燒速度的全局常量和燃燒開始時(shí)間的假設(shè).針對(duì)安全殼內(nèi)氫氣爆轟現(xiàn)象，模擬代碼必須采用有效的算法處理沖擊波的不連續(xù)性和梯度差.為了研究氫氣燃燒機(jī)理以及發(fā)展數(shù)值分析工具，國(guó)際上進(jìn)行了大量系列實(shí)驗(yàn).按照實(shí)驗(yàn)設(shè)施的尺度，可以分為3類：第1類為小尺度設(shè)施，如CHANEL，DRIVER，TORPEDO和RN()_Delft系列實(shí)驗(yàn).該類實(shí)驗(yàn)為分析工具提供驗(yàn)證數(shù)據(jù)，采用更加精良的測(cè)量技術(shù)研究氫氣燃燒機(jī)理.第2類為中等尺度實(shí)驗(yàn)設(shè)施，如桑迪亞國(guó)家實(shí)驗(yàn)室在加熱的爆轟管(heateddetonationtube)中研究氫氣-空氣-水蒸氣混合物和氫氣-空氣混合物的良性燃燒區(qū)域.第3類為大尺度實(shí)驗(yàn)設(shè)施，如加拿大的大尺度通風(fēng)燃燒測(cè)試設(shè)施(LSVCTF)，德國(guó)的巴特爾安全殼模擬設(shè)施(Battelle)，德國(guó)的PHDR設(shè)施，日本的NUPEC大尺度燃燒測(cè)試實(shí)驗(yàn)設(shè)施，以及俄羅斯的RUT設(shè)施.四、嚴(yán)重事故下氫氣分布研究目前用于分析核電站嚴(yán)重事故時(shí)氫氣分布的分析工具主要有3類：第1類為系統(tǒng)型代碼，如MAAP，MELCOR，ASTEC等.該類代碼包含了壓力容器內(nèi)外事故的各類現(xiàn)象，如堆冷卻系統(tǒng)和壓力容器的熱力學(xué)響應(yīng)、堆熱上升、堆芯熔化、裂變產(chǎn)物泄漏和傳輸、安全殼被加熱、熔融的堆芯與混凝土相互作用等.第2類為集總參數(shù)代碼，如COCOSYS，CONTAINE，GOTHIC等.此類代碼是分析氫氣分布和氫氣風(fēng)險(xiǎn)及其緩解分析的常用工具，此類代碼基于控制體內(nèi)的熱工水力變量，如流體密度、濃度和溫度，控制方程忽略空間上的差異，只包含變量的時(shí)間變化，以此來描述安全殼內(nèi)的傳輸過程.第3類為CFD(計(jì)算流體動(dòng)力學(xué))代碼，如GASFI，OWE，CFXE29I，F(xiàn)LUENTE3等.相對(duì)于集總參數(shù)代碼，計(jì)算流體力學(xué)代碼考慮了流體參數(shù)的空問變化并且求解了各個(gè)離散點(diǎn)的動(dòng)量方程.上述3類代碼都有各自的優(yōu)點(diǎn)和缺點(diǎn).針對(duì)核電嚴(yán)重事故時(shí)的氫氣分布，國(guó)際上進(jìn)行了大量的實(shí)驗(yàn)研究，主要包括：①大型干式安全殼氫氣分布實(shí)驗(yàn)，如德國(guó)的HDR實(shí)驗(yàn)設(shè)施，日本NUPEC實(shí)驗(yàn)設(shè)施和荷蘭的Battele模擬實(shí)驗(yàn)設(shè)施；②針對(duì)冰冷凝安全殼氫氣分布實(shí)驗(yàn)，相關(guān)設(shè)施主要為芬蘭的VICTORIA設(shè)施.上述實(shí)驗(yàn)及測(cè)試設(shè)備均針對(duì)集總參數(shù)代碼的可靠性，而對(duì)于精確度更高的CFD代碼卻無法驗(yàn)證.為了評(píng)估CFD代碼和集總參數(shù)代碼在安全殼內(nèi)熱力學(xué)方面的預(yù)測(cè)能力，特別是預(yù)測(cè)失水事故和嚴(yán)重事故條件下的能力，NEA(NuclearEnergyAgency)進(jìn)行了ISP-47系列實(shí)驗(yàn)，該系列實(shí)驗(yàn)主要有TOSQAN測(cè)試實(shí)驗(yàn)設(shè)施、MISTRA測(cè)試實(shí)驗(yàn)設(shè)施、ThAI測(cè)試實(shí)驗(yàn)設(shè)施和PANDA測(cè)試實(shí)驗(yàn)設(shè)施.總體而言，現(xiàn)階段的研究方法還存在一些不足：如集總參數(shù)代碼對(duì)氫氣釋放階段和強(qiáng)烈分層現(xiàn)象的局限；CFD代碼目前并未得到較為全面的驗(yàn)證；同時(shí)凝結(jié)過程的模擬、湍流的模擬以及與兩者相關(guān)的壁面處理方面仍然需要繼續(xù)發(fā)展.實(shí)驗(yàn)方面，水蒸氣的影響和低密度氣體射流等方面（針對(duì)壓水堆安全）還需進(jìn)一步研究.五、目前有關(guān)氫氣的預(yù)防及治理措施目前國(guó)內(nèi)已運(yùn)行的壓水堆預(yù)防和緩解氫氣燃爆的措施包括：提前預(yù)混惰性氣體（主要是氮?dú)猓?、事故后混合惰性氣體（無應(yīng)用實(shí)例）和采用非能動(dòng)氫氣復(fù)合器。當(dāng)前應(yīng)用最為廣泛的氫氣控制措施是非能動(dòng)的氫氣復(fù)合器，在嚴(yán)重事故情況下，局部區(qū)域氫氣濃度快速升高，需要輔以蒸汽惰化措施來防止可能產(chǎn)生的氫氣燃爆。AP1000核電廠氫氣主要從自動(dòng)泄壓系統(tǒng)第4級(jí)閥門和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)破口處向反應(yīng)堆廠房釋放。如果發(fā)生堆芯熔融物熔穿壓力容器的嚴(yán)重事故，堆芯熔融物與混凝土反應(yīng)也會(huì)產(chǎn)生大量氫氣。AP1000安全殼事件樹分析中假設(shè)如果反應(yīng)堆壓力容器失效，則安全殼將失效，因此，氫氣燃燒對(duì)安全殼完整性影響的評(píng)價(jià)只考慮反應(yīng)堆內(nèi)的產(chǎn)氫。AP1000設(shè)計(jì)上有防止熔融物熔穿壓力容器的措施。如大亞灣核電站針對(duì)嚴(yán)重事故中的氫氣風(fēng)險(xiǎn)控制，在嚴(yán)重事故緩解設(shè)施的電廠工程改造中，一是考慮增加堆坑淹沒系統(tǒng)，以避免或緩解熔融堆芯與混凝土的相互作用（MCCI），達(dá)到控制氫氣產(chǎn)生量的目的；二是考慮在安全殼內(nèi)安裝一定數(shù)量的氫氣復(fù)合器，對(duì)安全殼內(nèi)產(chǎn)生的氫氣實(shí)施消除，使嚴(yán)重事故工況下的安全殼氫氣濃度將至安全限值內(nèi)，以避免氫氣爆炸的風(fēng)險(xiǎn)。參考文獻(xiàn)：黃咸家，涂然，易建新，等《核電站火災(zāi)安全研究的主要科學(xué)問題》.中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)學(xué)報(bào)，2013，43（11）：959-966.《嚴(yán)重事故下核電站安全殼內(nèi)氫氣分布及控制分