轻水堆严重事故下氢气的产生、爆炸以及缓解措施（二）
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上期文章主要回顾了历史上发生的几起核电站事故，并总结了事故后相关组织以及研究机构对严重事故下的氢气行为的大量研究工作及以此为基础发展的模型和代码。本期文章主要介绍不同代码计算结果比较、模型的准确性验证及严重事故下相应的缓解措施。
□ 不同代码的计算结果比较
2015年，Polo-Labarrios和Paredes研究了BWR-5沸水堆在核电站短暂的全场断电的情况下，型号为Mark-II的安全壳内所产生的氢气。他们使用的代码是MELCOR1.8.6与RELAP-MOD3.4/SCDAP，并对这两种代码的计算结果进行了比较：热工参数相同时，从堆芯熔融开始阶段至熔融物再分布之前，两者模拟结果一致。
□沸水堆下腔室堆芯熔融过程
2016年，在假想失水事故及全场断电的情形下，Li等人研究了沸水堆下腔室里堆芯熔融过程。期间对导向管的作用也进行了研究。相比失水事故，在全场断电时产生的水蒸气要更多，所以这个情况下包壳的氧化程度要更严重。同时，在导向管故障的情形下并未发生压力容器故障。
□氢气分布模拟及氢气缓解措施的测量要求
2011年，Prabhudharwadkar等人采用FLUENT对印度的一个核堆在假想失水事故中的安全壳内的氢气分布进行了模拟。这项工作主要根据适当的湍流模型对氢气的浓度和分布进行了高精度模拟，结果显示：氢气的散布主要受浮力驱动。此工作中对浮力模型进行了修正。标准的k-epsilon模型对氢气的分布的预测是准确的。结果也进一步提出了对氢气缓解措施的测量要求。
□安全壳通风系统中的氢气风险
2016年，Xu和Jordan等人采用GASFLOW对安全壳通风系统中的氢气风险进行了分析。为给在严重事故下所产生的气体进行通风排放，他们设计了过滤通风系统，结果显示：这个通风系统在正常的、功能良好的情况下运行时，可确保不发生氢爆。另一方面，由于水蒸气对燃爆气体的隔离作用，也可降低氢气混合物发生爆炸的风险。
□ 氢气爆炸极限
对于氢气爆炸来说，最重要一个量是氢气的爆炸极限。2015年，Yaniz等估算出日本福岛事故中引起一号机组爆炸的氢气当量在130-200 kg。2016年，Tong分析了在先进压水堆中，由于压力容器直接注入（DVI）管道破裂而导致的氢气风险。根据计算结果，消氢系统（点火器）可以有效缓解氢气爆炸风险。非能动自催化重组器（PAR）被认为是一种最有效的消氢技术。
□ 非能动自催化重组器的安装区域
2014年Park和Bae采用模块事故分析程序（MAAP）和CFD分析手段研究了APR1400安全壳内非能动自催化重组器的安装，并研究了不同的故障。结果显示：为了精确评估非能动自催化重组器的安装区域，需要知道故障发生的位置和方向。2012年Visser等采用FLUENT对一个名为THAI的设施进行了氢气分布的模拟，研究显示体网格45mm，近壁面网格15mm用于氢气的模拟已经足够。和实验结果相比，k-epsilon和SSTk-w湍流模型的结果是相符的。2014年Klauck等人研究了在氢气和一氧化碳共存的情况下的非能动自催化重组器的工作情况。在轻水堆里，一氧化碳通过堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI）产生。这种气体可能会影响非能动自催化重组器。测试结果显示一氧化碳对氢气的转化没有副作用。2015年，在假想发生小破口失水事故（SB-LOCA）的情形下，Prak和Khor对APR1400安全壳内氢气的爆炸做了调查。他们总结出：如果了解潜在风险的位置，可以更好的发挥非能动自催化重组器的效率。而Deng和Cao对600MWe的压水堆中的安全壳研究后得出的结论是引入足够多的非能动自催化重组器可以消氢。
在型号为Konovi的压水堆发生严重事故的情况下，Royl采用三维计算软件GASFLOW2.1模拟了氢气和水蒸气的分布。计算资源配置为2.2Gflop.s-1 CPU的Fujitsu VPP3000，模拟了184000网格。结果显示三维GASFLOW可能提出了一种新的关于氢气分布的模型。
在H2PAR的项目中，Payot等人针对由于非辐射裂变产物而导致非能动自催化重组器中毒的现象进行了实验。在这项工作中，对氧气、水蒸气流量通量和非能动自催化重组器表面温度做了研究。计算采用的是SPARK代码。结果显示非能动自催化重组器可以有效缓解氢气风险。而且非能动自催化重组器除了适用于压水堆也同样适用于沸水堆。在放热反应中，非能动自催化重组器的催化剂表面温度增加。因此，局部过热的催化剂可以点燃气体混合物。
Reinecke等人为了解决这个问题，对新型板状氢气复合系统进行了研究，并且给出了镀膜工艺的建议。结果显示这些装置并不能对大量的氢气释放起到缓解作用。因此，必须同时使用其他措施辅助，如气体稀释和点火器。
Kim等人对严重事故下APR1400的堆芯熔融过程做了敏感性分析。这项研究的目标是预估由于堆芯熔融引起的反应堆压力容器发生故障的时间，并且建立严重事故下的管理策略，以及设计堆芯熔融物收集器等。
Huang和Zhang等人在2011年使用GASFLOW对处于全场断电事故中的CPR1000核电站进行氢气缓解措施的分析（基于非能动自催化重组器）。结果显示安装的非能动自催化重组器可以阻止火焰加速的发生以及阻止爆燃至引爆的转化。
另外，也有一些耦合系统，例如，德国的型号为KKP2的1300MW压水堆就同时采用了非能动自催化重组器和点火器的方法来进行缓解措施。根据研究结果，在一个典型的安全壳内，同时40个复合系统和150个点火装置可以起到消氢的作用。
严重事故现象包括压力容器内和压力容器外现象。压力容器内现象指的是压力容器故障发生之前的现象和过程，如包壳氧化，堆芯熔融物到下封头的再分布。压力容器外现象指的是堆芯恶化阶段以后发生的现象，包括堆芯熔融物和水、混凝土的相互作用。
严重事故下压力容器内外现象如图1所示。
图1 严重事故下压力容器内外现象
图2 严重事故中压力容器内现象
这里最重要的过程是包壳氧化和堆芯熔融物混凝土相互作用。
由图1，当堆芯长时间的不被冷凝剂覆盖的时候，燃料温度开始上升。由图2，由于衰变热引起的燃料温度升高，包壳和水蒸气反应生成了氢气，从而引发爆炸爆燃。紧接着，燃料和包壳反应生成了低熔点的共熔混合物。最后由熔化的燃料和包壳组成的混合物反应生成了熔融物。这个熔融物在下腔室再分布并和底部剩余的水发生反应。同时，更多的裂变产物也释放出来。在熔融物和水反应的过程中，还有可能发生蒸汽爆炸。下封头受到蒸汽爆炸或者热分解的作用而破裂。熔融物由此释放到堆坑中。如果是在高压条件下，熔融物喷射到安全壳内的其他建筑的时候，伴随着快速的能量交换。这种情况被称作安全壳快速加热（DCH）。由于引发压力飙升，这种过程威胁着安全壳的完整性。熔融物在堆坑积累起来以后，就可能出现如下过程与现象：蒸汽爆炸，氢气生成和爆炸，不凝氢气的生成（熔融物与混凝土相互作用过程）。关于短期放射性影响和长期影响，还需要对碘和铯的性质进行进一步研究。
图2给出的是随着燃料温度的增加，产生了不同的反应。堆芯恶化阶段指的是从堆芯暴露到下腔室融穿这个过程。期间，温度范围可以由冷凝剂的饱和温度（水的饱和温度为620K）到燃料芯块的熔点（UO2 3100K）。我们需要特别注意的是在1100到1400K温度范围内发生的共晶现象，此现象可以加速事故进程。
图3 核电站氢气的生成现象
图3显示的是在严重事故中氢气的来源。在正常工况下，可由水解和腐蚀导致。压力容器内最重要的现象是金属氧化（锆），这是压力容器内产生氢气的最主要的方式。核电站严重事故中氢气的产生初期是锆的氧化，后期是熔融物与混凝土相互作用过程。
综上，我们回顾了历史上世界范围内核电站的几起严重事故，并对严重事故现象的研究做了回顾和总结。
【参考文献】
R.Gharari，H.Kazeminejad，N.Mataji Kojouri，A.Hedayat，“A review on hydrogen generation, explosion, andmitigation during severe accidents in light water nuclear reactors”，InternationalJournal of Hydrogen Energy，Vol 43, Pages 1939-1965 （2018）
