[發明專利]用于核電站嚴重事故下安全殼消氫的設計方法

無效

• 申請號: 201110273021.7
• 申請日: 2011-09-15
• 公開（公告）號: CN102306509A
• 公開（公告）日: 2012-01-04
• 發明（設計）人: 李麗娟;劉建平;李軍;李嫦月;王曉江;于鳳云;劉江;劉虎;張巍
• 申請（專利權）人: 中國核電工程有限公司
• 主分類號: G21D3/06
• 分類號: G21D3/06;G21C9/06
• 代理公司: 北京天悅專利代理事務所(普通合伙) 11311
• 代理人: 田明;任曉航

技術領域

本發明屬于核電站系統設計技術，具體涉及一種用于核電站嚴重事故下安全殼消氫的設計方法。

背景技術

美國三哩島事故以來，核電廠嚴重事故受到全球核安全當局和國際原子能機構的廣泛關注，各國都認識到不能完全排除嚴重事故發生的可能性。核電安全工作不能僅僅以設計基準事故為限，還必須考慮嚴重事故對策。嚴重事故后安全殼內將產生和釋放大量的氫氣。法國、德國、加拿大、日本等各國研究機構針對嚴重事故開展了廣泛、深入的研究和試驗，氫氣行為和對策研究是其中一項重要工作。

中國核安全當局也對核電廠嚴重事故對策提出了設計要求。2004年4月18日頒布的新版HAF102《核動力廠設計安全規定》在1.2.2中明確提出設計中應考慮嚴重事故的預防和緩解措施，并在6.3.2.2節和6.3.10.3節中進一步對控制嚴重事故下氫氣風險提出了要求。

嚴重事故下氫氣的來源主要包括以下三個方面：

--壓力容器內金屬材料的氧化

壓力容器內金屬材料的氧化主要包括：鋯包殼、格架、其他金屬構架以及吸收材料碳化硼(B₄C)被水蒸氣氧化或被壓力容器下封頭儲存的水氧化。

--壓力容器外堆芯熔融物與混凝土反應

在堆芯冷卻系統壓力降低情況下壓力容器下封頭失效時，堆芯熔融物跌落在堆坑混凝土底板上，將會發生熔融物-混凝土反應產生氫氣。

--其他可能的氫氣來源

水的輻照分解作用(容器內或地坑中的水)和安全殼內金屬的腐蝕(主要是Al和Zn)都會產生氫氣，但由于生成量很小，在嚴重事故分析中這些都可以忽略不計。

氫氣具有相對密度小，在大氣中快速上升擴散的特點。氫氣的分布受混合時間很短時的強迫對流和混合時間較長時間內的自然對流的影響。氣體的分布主要取決于氫氣、蒸汽釋放的地點、釋放率。因此，安全殼內氫氣來源的位置對氫氣的分布有很大影響。

有些核電廠僅設有設計基準事故下的消氫措施--ETY系統的移動式氫復合，缺少嚴重事故下消氫的設計方案。而對于嚴重事故下消氫的設計技術，不同國家選用的用于氫氣分析的事故序列也不盡相同。例如，德國采用一回路管道大破口(LBLOCA)和一回路管道小破口(SBLOCA)事故序列，或者一回路管道小破口(SBLOCA)和喪失給水(LOFW)事故序列；法國采用一回路管道小破口(SBLOCA)和全廠斷電(SBO)事故序列；日本采用一回路管道大破口(LBLOCA)事故序列，等等。

發明內容

本發明的目的是為了緩解核電站嚴重事故，保證安全殼的完整性，充分考慮嚴重事故的緩解措施和對策，提供一種用于核電站嚴重事故下安全殼消氫的設計方法。

本發明的技術方案如下：一種用于核電站嚴重事故下安全殼消氫的設計方法，包括如下步驟：

(1)選取典型的嚴重事故序列：一回路管道大破口、一回路管道小破口、全廠斷電；

(2)根據選取的嚴重事故序列，采用MELCOR程序建模，計算產氫量、氫氣濃度分布，計算考慮下列工況：

工況1：熱段雙端斷裂大破口失水事故+應急堆芯冷卻系統喪失；

工況2：冷段雙端斷裂大破口失水事故+應急堆芯冷卻系統喪失；

工況3：熱段小破口失水事故+應急堆芯冷卻系統喪失；

工況4：全廠斷電；

(3)根據產氫量、氫氣濃度分布，選取典型位置進行非能動氫復合器的初步布點，進行設備選型，確定設備數量；

(4)對氫復合器進行熱影響分析，確定氫復合器的具體布置原則和要求；

(5)根據安全殼各房間的具體布置條件對步驟(3)中的初步布點方案進行確認或適當調整；

(6)對步驟(5)的非能動氫復合器的初步布點方案進行消氫效果分析計算，如果不滿足消氫準則要求，返回步驟(3)，對初步布點方案進行修正；如果滿足消氫準則要求，則進入步驟(7)；

(7)確定安全殼內非能動氫復合器的最終布點方案。

進一步，如上所述的用于核電站嚴重事故下安全殼消氫的設計方法，步驟(3)中，對非能動氫復合器進行初步布點時，氫氣濃度高的隔間以及安全殼的上部空間需要適當多布置氫復合器，但對于嚴重事故后氫氣濃度較高的堆坑不布置氫復合器。

進一步，如上所述的用于核電站嚴重事故下安全殼消氫的設計方法，步驟(3)中，在對非能動氫復合器進行設備選型時，所確定的非能動氫復合器的分級如下：

安全等級：NC；

規范等級：NA；

抗震等級：1I；

質保等級：Q3。