CAP1400严重事故下热工水力环境条件及氢气燃烧设备可用性论证试验

史国宝，芦　苇，方立凯，张　伟，薛山虎

CAP1400严重事故下热工水力环境条件及氢气燃烧设备可用性论证试验

史国宝，芦苇*，方立凯，张伟，薛山虎

（上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）

严重事故下用于缓解和监测的设备仪表能否以合理的可信度执行其预期功能，称为设备可用性论证。严重事故环境条件是可用性论证的基础，基于现象分析结合概率安全评价见解，讨论了始发事件及一回路降压、氢气控制等多种缓解措施对热工水力环境条件的影响，选取7个典型严重事故序列并完成计算分析，根据结果的热工水力特征，将其归并为氢气持续点燃、氢气整体爆燃及无氢气燃烧长期升温升压3类热工水力环境条件，其中第1类是主导性的。针对前两类环境条件，建立了高10 m，容积为60 m3的试验台架开展典型设备的氢气燃烧环境可用性试验，为弥补试验台架与实际安全壳的差异，实现燃烧峰值和半峰时间的包络性，采用氢气预混合爆燃叠加持续通氢燃烧的试验方法来模拟氢气燃烧的环境条件。其中，对于不能完全包络的个别第二类条件，考虑热滞后效应，分析了设备的实际升温情况，证明设备承受的环境与安全壳环境的等效性。通过上述试验和方法已完成10类CAP1400严重事故缓解设备和5类测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证。

严重事故；设备可用性；氢气燃烧

在严重事故下，安全壳内的状态可能比设计基准事故更为恶劣，用于严重事故缓解和监测的设备仪表是否能够以合理的可信度承受安全壳内的环境条件完成其设计功能，是一个值得关注的问题，这就是严重事故下设备可用性[1]。我国《核动力厂设计安全规定》[2]要求，“在可能的范围内，应该以合理的可信度表明在严重事故中必须运行的设备（如某些仪表）能够达到设计要求”。

三哩岛事故后，国际上开始研究严重事故。考虑到事故中安全壳内发生的氢气爆燃，对其影响和缓解研究成为主要内容之一，随后开展了氢气燃烧和长期升温升压下相关设备试验[3]，这些试验能够为设备可用性提供一定的依据。2011年福岛核电站因外部水淹堆芯失去冷却而熔化，并造成氢气爆炸。事故后，我国对新建核电提出更高的安全要求：从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。此后，新建核电厂全面实施严重事故预防和缓解，而分析严重事故缓解和监测的设备仪表所经历的环境条件，在此基础上论证其可用性是严重事故缓解中不可或缺的一环。AP1000采用点火器缓解氢气风险，在设计认证中引用了EPRI试验，得到了美国核管会的审评认可，在AP1000工程建设阶段开展了设备热滞后分析来论证设备的可用性。然而，CAP1400严重事故下环境条件以及设备仪表与EPRI试验采用的试验件、环境条件存在较大差别，难以直接应用，因此，在大型先进压水堆重大专项课题的支持下，对此开展系统研究，分析了严重事故下环境条件，建造试验台架，以氢气燃烧方式创造环境条件，对设备仪表进行可用性验证。

1　CAP1400严重事故下环境条件分析

1.1　序列选取

严重事故下反应堆、安全壳内可能发生多种严重事故现象，如：燃料裸露和锆水产氢反应、熔融物冷却剂相互作用（FCI）、安全壳内氢气燃烧、熔融物高压喷放、安全壳直接加热（DCH）、熔融物混凝土相互作用（MCCI）、安全壳升温升压等等。在严重事故缓解措施作用下，某些严重事故现象可以认为已被实际消除，其他可能发生的严重事故现象在安全壳不同位置造成不同环境条件。

CAP1400熔融物堆内滞留（IVR）措施的实施可有效防止严重事故堆外现象的发生。其反应堆冷却剂系统（RCS）设置了多重降压措施，并且熔融物没有向安全壳上部大空间喷放的直接通道，故认为DCH已被实际消除。安全壳内配置了氢气点火器和氢气复合器，氢气爆炸概率极低，且保守假设氢气爆炸直接导致安全壳失效，即爆炸后不再考虑设备的可用性。因此在确定严重事故热工水力环境条件时不考虑这两种现象。

根据CAP1400一级概率安全评价（PSA）结果，破口（LOCA）类事故是占主导的始发事件，且产氢较多，而对设备威胁较大的主要是安全壳内氢气燃烧，因此，LOCA类事故序列下安全壳环境条件可以包络非LOCA事故序列。RCS破口尺寸和位置将决定初始喷放的严重程度、氢气释放路径及堆芯是否发生再淹没产氢等事故情景。如果破口较大且位置较高，那么即便自动卸压系统（ADS）阀门打开，大量氢气仍将会通过破口向安全壳隔间释放，它将会影响安全壳瞬态。如果破口较小，那么第4级ADS阀门打开后，质能将通过ADS阀门向SG房间释放。如果破口在可淹没区域，那么堆腔淹没后，将发生堆芯再淹没。对破口位置而言，非能动安注（PXS）房间处于较低的位置，与其他隔间的空气流通性较差，在该房间的直接安注管（DVI）破口能够获得此类隔间保守的环境条件。蒸汽发生器（SG）房间无论是否发生破口，只要ADS-4阀门打开，都可以在局部产生较为保守的环境。其他如维修平台、上部房间等，这些隔间自然循环较好，破口隔间的质能可以通过较大的开口进入这些房间，且发生破口的可能性特别小或不会发生破口。因此不考虑这类房间的破口。基于上述考虑，本文选取下列始发事件：非能动堆芯冷却系统（PXS）隔间压力容器直接注射（DVI）管线破口、环路隔间的冷段大破口、环路隔间的热段中破口、非能动卸压系统（ADS）阀门误打开，以尽量覆盖破口尺寸和位置。

除始发事件外，严重事故预防和缓解措施也会对环境条件带来影响，对这些措施的假设讨论如下：

（1）RCS降压

CAP1400设计了多级ADS阀门来保证RCS完全降压，这也是实际消除DCH并保障IVR有效的必要条件之一。RCS降压使更多的质能释放至安全壳中，对于环境条件是保守的，在开启卸压阀的同时，大量质能向安全壳内喷放也会导致短期内恶劣的环境条件，因此考虑RCS降压有效。

（2）堆芯再淹没

恢复堆芯冷却及堆腔淹没导致的破口倒灌均可能导致堆芯再淹没，其产生的额外水蒸汽会进一步氧化过热的燃料包壳产生氢气，在部分序列计算中考虑该现象。

（3）氢气点火器

66台氢气点火器用于控制严重事故下安全壳内的氢气浓度，从氢气燃烧的角度考虑氢气点火器有效点燃氢气，以及点火器失效后随机火花导致安全壳内整体爆燃的情况。

（4）氢气复合器

CAP1400在安全壳内布置了8台非能动氢气复合器（PAR），不需要外电源支持，能够自动启动复合氢气。对于堆内迅速产氢并释放至安全壳被点燃的情况，PAR本身消氢速率较慢，对环境条件不会产生大的影响。如果事故发展至堆外阶段，那么PAR可以消除堆内产氢阶段未燃烧的氢气以及堆外阶段产生的部分氢气。

（5）非能动安全壳热量排出系统（PCS）

CAP1400 PCS可靠性很高，基于功率运行安全壳事件树分析的结果，在所有堆芯损伤序列中，PCS失效占0.06%。在序列7中考虑PCS失效，安全壳长期处于较高的温度和压力，氢气点火器因惰化失效但PAR可以消除氢气。

（6）堆腔淹没和堆外熔融物可冷却性

CAP1400在RCS卸压且安全壳内换料水箱（IRWST）向堆腔注水并淹没至RCS热段后（堆腔淹没），IVR成功。为了获得等效的100%锆包壳氧化产氢量，部分序列人为假设了堆腔淹没失效，熔融物迁移至堆腔，发生熔融物混凝土相互作用（MCCI），计算中考虑熔融物能被堆腔存水冷却以及不能冷却两种情况。

根据上述分析，得到了用于环境条件分析的7个序列和假设如表1所示。

表1　CAP1400严重事故环境条件序列假设

续表

序列破口位置及尺寸缓解措施现象*环境条件分类 RCS降压堆芯再淹没点火器PAR堆腔淹没PCS 2热段中破口（0.008 m2）√×√√×√①，④第1类 3ADS第4级阀门误开√×√√×√①，④ 4冷段双端断裂√√√√√√①，③ 5ADS第4级阀门误开√×√√×√①，⑤ 6冷段双端断裂√√×√√√①，③第2类 7热段中破口（0.008 m2）√√×√√×②，③第3类

注：① 安全壳内氢气燃烧；② 安全壳升温升压；③ 熔融物堆内滞留；④ 熔融物混凝土相互作用（MCCI）；⑤ 燃料冷却剂相互作用（FCI）

1.2　分析结果

图1　安全壳压力

图2　SG隔间温度

图3　PXS隔间温度

图4　维修平台温度

从图中可以看出，除了PCS失效导致的安全壳内缓慢升温升压外，安全壳内环境条件的特点是氢气燃烧导致的瞬时温度和压力峰值，点火器失效后安全壳随机点火氢气整体爆燃导致一个很高的瞬时峰值，而氢气点火器有效产生多个温度和压力峰值，峰值低于整体氢气爆燃导致的瞬时峰值。安全壳不同隔间的环境条件也存在一定的差异，这与安全壳内的氢气源项、自然循环、隔间的容积和热阱分布等因素有关系。具体来说，堆芯产生的氢气从破口和ADS-4阀门释放，而ADS-4阀门布置在SG隔间，因此，安全壳内氢气的源项主要来自PXS和SG隔间。在PCS作用下，氢气随安全壳内气体产生自然循环，如图6（a）、6（b）所示。氢气到达可燃浓度限值后被布置在安全壳内的点火器点燃，点燃时刻的氢气浓度决定了短时间内释放至安全壳的热量，具体表现为温度峰值，而燃烧温度的下降过程则是由各个隔间内的热阱吸热效应决定的，在环境条件中表现为氢气燃烧的半峰时间（取峰值温度与基础温度之和的1/2为截断值，燃烧温度在该数值以上持续的时间定义为半峰时间）。其中，安全壳上部隔间单位体积内热阱最小。

图5　上部隔间温度

图6　安全壳氢气释放及扩散路径

图6　安全壳氢气释放及扩散路径（续）

1.3　环境条件分类

根据环境条件呈现出的特点，可以将其进一步合并为3类：

（1）第1类环境条件，PCS有效、点火器有效。安全壳内可能燃烧2-3次，上部隔间的氢气燃烧峰值较高（～500 ℃），SG隔间与CMT隔间燃烧的峰值约为300 ℃，PXS隔间绝大部分序列燃烧峰值小于200 ℃。各个隔间的典型峰值如图7所示。

图7　典型的第一类环境条件（不同隔间）

（2）第2类环境条件，PCS有效、点火器失效。安全壳内发生一次整体爆燃，上部隔间的氢气燃烧峰值可高达约900 ℃。各个隔间的氢气燃烧峰值如图8所示。

（3）第3类环境条件，PCS失效工况，安全壳缓慢升温升压。

图8　典型的第2类环境条件（不同隔间）

基于功率运行二级PSA安全壳事件树分析的结果，在所有堆芯损伤序列中，PCS失效占0.06%，点火器失效占0.21%，这两类事故序列发生的频率极低，因而，第1类环境条件是主导性环境条件。

2　氢气燃烧试验

2.1　试验装置

在设计基准事故（DBA）下，应对事故的设备仪表经历RCS高温高压流体喷放产生的环境条件，需要开展设备仪表环境鉴定。采用在试验腔室中喷入蒸汽模拟环境条件考验设备仪表的方法来实施。严重事故环境条件主要由氢气燃烧而产生，表现为短时间内过热的温度尖峰，无法通过喷入蒸汽来模拟。在压水堆重大专项课题的支持下，借鉴国外氢气试验的思路，采用氢气燃烧的方法来产生环境条件，建造试验台架对设备仪表进行可用性验证。严重事故中必须运行的设备需要承受第1类环境条件，对于第2类和第3类环境条件不作可用性的硬性要求[5]，但也开展了相关的试验，本文中主要描述第1类和2类氢气燃烧试验结果。

3）可以通过搜索引擎，在百度、搜狐上搜索一些熟知的英文新闻网站和英文学习网站，了解最新国内外大事和与四、六级考试相关的资讯。

开展设备可用性验证的氢气燃烧试验台架分为大、小两个台架。小台架[6]采用2.2 m3的容器来模拟环境条件，开展可行性和前期研究。图9给出了点火前氢气浓度为5.5%混合气体燃烧后温度曲线，其中实线为采用MAAP程序计算的核电厂环境温度，虚线为试验测点获得的小台架内燃烧温度，与上部隔间第1类环境条件相比，2.2 m3容器内燃烧得到峰值一致，而半峰时间相差很大。这是由燃烧特性决定的，氢气爆燃会在瞬间产生高温，其温度峰值取决于短时间内氢氧反应释放的能量，具体表现为氢气浓度。而半峰时间表征环境温度的回落速度，其由爆燃火球快速膨胀并与容器中热构件和壁面接触后被冷却产生，因此与试验罐的热容积、内部热阱等固有特性有关。小台架试验相对容易实施，但基于上述原因其能够模拟的环境条件是有限的，因此设计了大台架来模拟安全壳大空间的氢气燃烧特性。

大台架如图10所示，高10.0 m，容积60 m3，设计压力为1.0 MPa，设计温度为350 ℃，试验仓可耐受瞬时980 ℃的环境温度。有5个放置于不同高度的环形分布器，每个分布器上设置排气孔，该系统用于输送氢气或氧气。在试验仓内按照轴向高度分为5层，每层上每隔60°布置热电偶测点。尽管大台架的容积已达60 m3，然而其热容积、内部热阱等固有特性与安全壳隔间相比仍有不少的差距，预混合气体燃烧试验获得的环境条件不能满足峰宽要求。因此，采用预混合气体爆燃加上持续通氢燃烧的方式来实现目标环境条件，即：台架预热后，按照一定比例通入氢气和氧气预混合，在氢气点燃发生爆燃同时继续通入氢气，使分布器排气孔处持续燃烧，然后逐渐降低氢气流量，以获得接近目标的温度曲线。

图9　2.2 m3容器氢气燃烧试验结果

图10　大型氢气燃烧试验台架

2.2　试验结果

对于典型的安全壳隔间（如SG、CMT、PXS隔间），图11（a）和11（b）给出了大台架的典型试验结果，试验台架所形成的环境条件完全覆盖第1类环境条件以及第2类环境条件要求，试验台架中大气最高温度已明显高于实际要求的温度，这是保守的。

对于安全壳上部隔间，试验台架所形成的环境条件可以满足第1类环境条件要求［见图12（a）］，图中个别测点的温度剧烈波动是由于被火焰前沿接触所致），而无法完全包络第2类环境条件要求［见图12（b）］。安全壳上部隔间第2类环境条件中最高温度已达900 ℃，已不可能再提高氢气浓度使燃烧温度大幅提高，与此同时试验容器体积表面积之比与安全壳上部隔间体积表面积之比差别较大，因而，试验容器内环境温度无法包络目标温度曲线。为了减少热构件的吸热效果，在试验容器内表面喷涂保温涂层，这在一定程度上增加了峰宽，但仍无法包络第2类环境条件。

图11　CMT隔间试验结果

2.3　分析论证

考虑到设备和仪表试验件表面存在一定的金属构件，在氢气燃烧下会产生温度热滞后效应，前期环境温度的不足可以通过后期持续燃烧来补偿，图13中区域1温度不足由区域2进行补偿，最终通过比较目标环境和实际试验环境下试验件表面温度来论证设备经历了与安全壳上部隔间第2类环境条件相当的考验。

式中：

其中：——热扩散率；

经过验证，公式（1）计算结果与MAAP程序分析结果相符合，可用于热构件表面升温计算。

不同厚度试验件表面温度如图14所示，图中虚线为设备外壳在补偿持续燃烧阶段（区域2）的升温，实线为设备外壳在安全壳环境下的升温。可以看出对于厚度为1 mm的试验件［见图14（a）］，该试验方案产生的表面温度低于安全壳实际环境导致的设备表面温度，当设备外壳厚度大于等于2 mm后［见图14（b）、14（c）］，试验条件和安全壳条件导致的设备表面温度峰值已经相当，对于3 mm厚度，试验条件下设备实际升温已经大于其在安全壳内环境下的升温。说明随着金属厚度的增加，设备升温对于短时间内燃烧尖峰的敏感度降低，而通过图13中区域2长期燃烧的补偿，对厚度大于2 mm的外壳，能够实现试验条件下的设备温度高于安全壳条件下的设备温度，如果再叠加试验过程中区域1导致的设备升温，则试验条件比安全壳环境更为苛刻。综上，厚度小于2 mm的设备在安全壳内是极少的，因此，从设备温度的角度，可以认为目前试验条件可以代表安全壳大厅第2类环境条件。

通过上述试验已完成了10类CAP1400严重事故缓解设备和5类测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证。

图14　两种环境条件下金属外壳表面温度

图14　两种环境条件下金属外壳表面温度（续）

3　结论

本文对CAP1400严重事故热工水力环境条件以及氢气燃烧下设备可用性试验进行了研究，得到如下结论：

（1）通过7个严重事故序列计算，得到CAP1400严重事故热工水力环境条件，归并为3类：点火器有效的氢气燃烧工况、点火器失效的氢气燃烧工况以及PCS失效环境条件。

（2）针对氢气燃烧工况开展了可用性试验验证。在容积为60 m3试验台架上采用预混合加持续通氢燃烧方式产生了的试验温度，包络了典型安全壳隔间第1类环境条件、第2类环境条件、安全壳上部隔间第1类环境条件。尽管试验温度不能包络安全壳上部隔间第2类环境温度曲线，但分析论证表明预混合叠加持续通氢燃烧方式产生的试验温度可以使试验件表面温度达到同样温度，因此可以代表安全壳上部隔间第2类环境条件。

（3）通过试验已完成了CAP1400严重事故缓解设备和测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证，为设备可用性论证提供了示范。

致谢

本工作得到了中国船舶重工集团第七一八研究所姜韶堃博士及其试验团队大力支持，在此表示感谢。

［1］ 孙造占，初起宝，等. 严重事故下设备可用性论证要求［J］. 核安全，2014，13（1）：20-27.

［2］ 国家核安全局. HAF 102核动力厂设计安全规定［Z］. 北京：中华人民共和国环境保护部，2016.

［3］ NRC. Severe Accident Testing of Electrical Penetration Assemblies：NUREG/CR-5334［R］. 1989.

［4］ Epstein M，McCartney M A，Plys M G，et al. MAAP 4.07 User Guidance［R］. Burr Ridge：EPRI，2010.

［5］ Yan Jinquan，Xue Shanhu，et al. Study of Equipment Survivability under Severe Accident Conditions［C］. Proceedings of the 24th International Conference on Nuclear Engineering ICONE24. Charlotte：ASME，2016.

［6］ 姜韶堃，赵罗生，杨志义，等. 严重事故下氢气燃爆环境模拟试验［J］. 核安全，2020，18（6）：50-52.

CAP1400 Thermo-hydraulic Environmental Conditions under Severe Accident and Hydrogen Combustion Equipment Survivability Testing

SHI Guobao，LU Wei，FANG Likai，ZHANG Wei，XUE Shanhu

（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co., Ltd.，Shanghai.200233，China）

The assessment of the equipment to perform its function with reasonable assurance in the severe accident environment is known as equipment survivability. After discussing impacts from initial events and mitigation measures such as RCS depression and hydrogen control, 7 severe accident sequences are selected through phenomenon analysis and PSA insights, and calculated. The results are classified into three kinds of environmental conditions: hydrogen being ignited, hydrogen glob deflagration and long-term high temperature without hydrogen burning. The 1stcondition is dominant. A hydrogen combustion survivability facility with 60 m3vessel was established to investigate the first two conditions. Continuous burning and pre-mixed deflagration are combined to establish environmental conditions within the containment. Thermal-lag analysis is used to assess the case that cannot be completely enveloped by the test. Therefore, the CAP1400 survivability assessment of 10 equipments and 5 instruments under severe accident conditions is completed.

Severe accident; Equipment survivability; Hydrogen burning

TL48

A

0258-0918（2023）05-1122-09

2022-02-22

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项：CAP1400严重事故设备可用性验证和优化研究

史国宝（1965—），男，浙江宁波人，研究员级高级工程师，现主要从事核电厂总体设计和安全分析相关研究

芦 苇，E-mail：luwei@snerdi.com.cn