核电厂严重事故情况下氢气控制分析

刘 玮，王 菲，杨海林，亓传刚，张祥贵

(江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042)

核电厂严重事故情况下氢气控制分析

刘 玮，王 菲，杨海林，亓传刚，张祥贵

(江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042)

文章首先阐述了核电厂严重事故情况下安全壳内的氢气风险，研究现状，以及缓解、控制氢气风险的具体措施。在此基础上，介绍了田湾核电站严重事故情况下氢气控制的系统和方法，调试结果及历次大修对氢气控制系统的检查结果，表明该方法具备严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的，符合国家核安全局针对福岛核事故后对核电厂改进行动的通用技术要求。

田湾核电站；严重事故；安全壳；氢气风险；氢气控制

1 引言

1.1 氢气风险

在轻水堆核电厂严重事故中，锆合金包壳将与水或水蒸气发生强烈的放热氧化反应，产生大量的氢气，并通过主回路压力边界或压力容器破口，释放到安全壳中。当堆芯熔融物进入安全壳堆腔，与混凝土或水相接触，又会引发强烈的化学反应产生大量的氢气和少量其他易燃易爆气体，如一氧化碳等。严重事故中产生的氢气，在产生源附近或者与安全壳内空气混合后可能发生燃烧、爆燃或爆炸。在氢气产生源附近区域，如果有点火源和足够的氧气，氢气将会燃烧并且产生稳定的火焰，称为扩散燃烧。这种燃烧所产生的热量和压力峰值较小，通常不会对安全壳完整性构成威胁。在释放源附近没有发生燃烧的氢气，将与安全壳内的水蒸气、空气混合，并且在安全壳隔间传输，导致安全壳内整体或某些局部的氢气浓度升高。当安全壳内的氢气浓度达到一定比例后，在适合的外界条件下（例如温度、压力、氧气浓度等），这些混合气体将发生爆燃，并可能由此转变成爆炸，在极短时间内形成很高的压力峰值。如果未能及时采取有效的氢气缓解措施，氢气在安全壳内可能发生局部或整体性的爆燃或爆炸，由此产生的静态和动态压力载荷会危及安全壳完整性，并影响安全壳内安全系统安全功能的有效执行。

1979年，美国三哩岛核电厂发生严重事故，459 kg氢气产生并释放到安全壳大气中，大约319 kg氢气燃烧，对安全壳内设备造成了破坏，并直接威胁到安全壳完整性。事故发生后，世界各国对反应堆安全极为关注，并开始了严重事故下氢气行为研究。在此基础上，各国针对核电厂严重事故下缓解氢气燃烧和爆炸风险的要求，制订了新的核安全法规和标准，提出了新的氢气控制系统的设计要求。迄今为止，各国在氢气的产生、分布、燃烧和爆炸、氢气预防与缓解等方面开展了大量研究，包括简单的效果测试、整体实验、模型和程序开发以及核电厂分析，并且发展了许多的氢气缓解和控制系统，例如复合器、点火器、惰性化措施，一些系统已经应用到核电厂。

2011年3月11日，日本福岛核事故导致放射性物质泄漏的一个较为主要的原因是，堆芯中密封核燃料的锆包壳管在温度超过850 ℃后发生锆水反应放出大量氢气，氢气泄漏到安全壳内与氧气混合并超过了爆炸极限浓度，发生爆炸致使反应堆厂房坍塌。

福岛核事故后，我国国家核安全局对运行和在建核电厂开展了核安全检查，检查结果表明：我国核电厂具备一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求，并组织编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》。

1.2 国内外氢气安全研究现状

截至目前，各国已经开展了许多实验，以研究严重事故下安全壳热工水力现象及氢气行为。在进行实验研究的同时，各国也积极开展计算程序的开发，用于分析安全壳内热工水力学行为、氢气分布及燃烧现象。经过二十余年的努力，针对严重事故情况下的氢气管理，已经发展了许多缓解措施概念，以限制氢气爆炸可能造成的对安全壳完整性的威胁。这些措施可以归结为两类：第一种是稀释氧气或氢气浓度，控制安全壳混合气体成分，避免达到可燃浓度，例如事故预惰化、事故后惰化、事故后稀释、混合；第二种减小安全壳内的可燃气体成分，例如点火器、催化复合器等。

对于安全壳体积比较小的堆型，采取向安全壳注入氮气的方法使安全壳内空气惰化，来避免各种类型事故下的氢气爆炸。针对严重事故，氢气点火系统也被安装在几个核电厂。对于大型干式压水堆安全壳，它有较大的安全壳体积和较强的压力承载能力，所以氢气不太可能在安全壳内发生整体性爆炸，更大的可能性是由于局部氢气浓度过高而产生局部氢气爆炸。这种局部的氢气爆炸，直接威胁安全壳完整性的可能性较小，但是在一定的条件下，它可能会破坏安全壳内部的设备和建筑结构，形成弹射物，导致安全壳失效。

国内在严重事故氢气安全领域的研究尚处于起步阶段，主要工作是分析氢气产生机理、开发和应用国外引进的氢气行为分析程序等。国内已建的压水堆核电厂中，除了从俄罗斯引进的田湾核电站外，其他核电厂的氢气控制系统的初始设计都是以设计基准事故为基础的，较难满足严重事故下的安全系统功能的要求。

研究表明，不适宜的投入喷淋会破坏安全壳内的惰性环境，引起氢气爆燃或爆炸，在安全壳内产生静态或动态的压力负载，可能导致安全壳失效。在有安注投入情况下，适宜投入持续喷淋的时间窗口很小，有必要制定相关准则指导喷淋的投入与关闭。

综上所述，在氢气风险研究方面，目前国内外的热点问题集中在4个方面：1）进行小规模单效实验的氢气现象研究，改进机理性模型，涉及氢气流动分层、水蒸汽壁面冷凝效应、氢气燃烧和爆炸等现象；2）针对氢气复合器的催化效率、复合器对安全壳内气体流动的影响，进行小型或大型的验证实验；3）进行安全壳氢气流动分布的大型验证实验，为开发流体力学计算、分析程序提供数据；4）使用相应的计算程序，分析和评估核电厂氢气管理策略，得到可实施的解决方案。

2 氢气源项

2.1 氢气源项分析

在严重事故下，氢气产生一般分为压力容器内与压力容器外两个阶段。

2.1.1 压力容器内的氢气源项

锆的氧化：在堆芯升温期间，氢气由锆包壳与水蒸气的锆水氧化反应所产生，相关现象已经十分清楚。尽管存在一些不确定性，但目前普遍认为对于1 000 MW的典型压水堆而言，在堆芯仍然保持完整时，氢气源项的速率为0.2 kg/s，已经十分的精确。

钢的氧化：钢的氧化大约占到氢气总产生量的10%～15%，与锆的氧化类似，已经得到了十分精确的数据。

B4C的氧化：B4C在BWR、VVER和一些PWR中用作吸收材料。其与蒸汽的氧化过程在1 400 K以下时十分清楚，而对于1 400 K以上还需进一步研究。B4C能够显著地增加产生氢气源项的时间，因为它在蒸汽中的氧化，与锆反应相比，每克物质能够释放更多的热量并产生更多的氢气。

在再淹没阶段和“淬火”阶段的氢气产量：裸露堆芯的再淹没和“淬火”是结束严重事故瞬态最重要的事故管理方法。如果堆芯过热，这种措施将加深锆包壳的氧化，导致温度升高。短期的淹没和“淬火”可能导致很高的氢气产生速率，必须在风险分析和氢气缓解系统的设计中加以考虑。即使到近期，关于“淬火”的实验数据还比较缺乏。目前现有的锆/水蒸气的氧化关系并不适用于决定增长的氢气产量。

2.1.2 压力容器外的氢气源项

水的辐解作用：在正常运行和事故状态下水都会产生放射性。它可能发生在堆芯和堆坑中，包括各种辐射导致的水分子分解，其结果是产生氢分子和氧分子。目前对于室温条件下纯水的现象已经了解，而更多的不确定性来源于温度的升高和杂质的引入。但是研究发现在事故条件下该类氢气的产生速率较低，可以通过氢气缓解措施，例如氢气复合器加以消除。在运行规定中认为水的辐照分解属于设计基准内的事故。

腐蚀反应：在安全壳的此类反应中唯一明显的氢气源项来自于锌和铝的腐蚀反应，其中锌存在于一些种类的油漆和电镀的钢中。这些反应对于pH值来说十分重要。在研究中发现在几小时中可能产生几百千克的氢气，同水的辐照反应类似，这种源项也可以由氢气缓解措施加以排除。

二氧化铀与水和水蒸气的反应：二氧化铀与水蒸气反应会产生UO2+x和氢气，而反应的程度取决于水蒸气和氢气的分压。

熔融堆芯和混凝土的相互作用：在一些实验和理论程序中研究了干燥条件下的熔融堆芯和混凝土的相互作用，氢气和一氧化碳在MCCI中的产生过程已经清楚。从本质上讲是由于金属被过程中释放出的气体（水和二氧化碳）氧化，而金属的氧化顺序分别是：Zr、Si、Cr和Fe。其中Zr、Cr和Fe来自熔融的堆芯、压力容器和混凝土屏障，Si则是由混凝土中的SiO2与Zr反应得到，而SiO2的主要影响是延迟氢气的产生。在堆芯和混凝土相互作用的早期中，大部分的氢气来源于Zr的氧化。而不确定性则是由于所需考虑的Zr的初始质量，因为在不同的事故序列中Zr的初始质量并不相同。但是Zr的初始质量取决于事故中压力容器内的氧化程度。总的来说，剩余的Zr是早期氢气产生的主要来源，在MCCI反应中较早的被氧化。在典型的压水堆电厂中全部Zr完全氧化而相应产生的氢气产量在1 000 kg量级。当Zr及其产物消耗完后，在MCCI中长期释放的氢气主要来自于铁的氧化，典型释放速率为2 mol/s（4 g/s)，并且会持续释放几天。这种释放会伴随大流量的蒸汽流，能够降低燃烧概率。需要提醒的是， MCCI的长期传热仍然存在不确定性，将会导致安全壳失效时间节点的不确定性，同时长期的过压失效仍是一个安全问题。

碎片和气态层的相互作用：在压力容器高压失效的情况中，熔融堆芯会以液滴的形式向堆腔喷射。在实验中显示由于这些液滴的面积很大，会与气态层相互作用形成氢气，主要的过程是金属的氧化。与熔融堆芯和混凝土的相互作用类似，首要的不确定性就是熔融堆芯中的金属质量，与事故中压力容器内的锆氧化程度有关。

2.2 田湾核电站严重事故下氢气源项

在不同的事故序列中，氢气的产生特性（例如产生时间、释放速率、总量等）是不同的。为了准确而全面的理解氢气产生特点，本节从设计基准事故和超设计基准事故两个方面进行田湾核电站严重事故下氢气源项的介绍。

2.2.1 设计基准事故下安全壳氢气源项

俄罗斯圣彼得堡设计院对设计基准事故工况下安全壳氢气源项进行了分析，分析表明LOCA事故下安全壳区域内会释放大量的氢气。分析采用最大可信事故工况（MDA）作为确定安全壳消氢系统在设计基准事故中实现其设计功能的工况，对事故中和事故后所有氢气源（不包括蒸汽与锆的反应）释放进入安全壳区域氢气进行分析计算，在确定MDA中氢气释放总量时，考虑1%的锆与蒸汽氧化反应而产生9.9 kg氢气在25 s内与汽、气混合物介质一起进入安全壳区域。在事故期间以及事故后的30天内，各种氢气源所产生的氢气总量为88.4 kg。

2.2.2 超设计基准事故下安全壳氢气源项

采用计算机程序MARCH-3、DINAMIKA-97对超设计基准事故的事故后果进行计算分析。MARCH-3用于分析堆芯丧失冷却（堆芯部分或全部熔化）的广泛事故工况谱下，反应堆堆芯、一回路系统和安全壳内热工水力过程。分析计算的超设计基准事故包括：

● 丧失所有交流电源8 h或24 h；

● 丧失所有给水；

● 大LOCA叠加安注系统能动部件失效；

● 小LOCA叠加安注系统能动部件失效；

● 大LOCA叠加冷却剂再循环阻塞；

● 未能紧急停堆的预期瞬态；

● 在反应堆顶盖撤除和/或反应堆密封条件下丧失应急与计划冷却系统24 h。

针对上述计算中产氢量较大的事故序列，俄罗斯圣彼得堡设计院采用严重事故最佳估算程序RATEG/SVRCHA/HEFEST对以下严重事故序列进行了研究：

● 稳压器波动管破裂（DN346）叠加全厂断电与柴油发电机失效；

● 稳压器波动管破裂（DN346）叠加安注系统能动部件失效；

● 冷腿大破口（DN300）叠加安注系统能动部件失效；

● 稳压器喷淋管线破裂（DN179）叠加安注系统能动部件失效；

● 冷腿小破口（DN80）叠加安注系统能动部件失效；

● 冷腿小破口（DN25）叠加全厂断电与柴油发电机失效；

●丧失所有交流电源8 h或24 h（包括燃料冷却水池冷却丧失）；

● 稳压器喷淋管线破裂（DN179）叠加冷却剂再循环阻塞。

由上述氢气释放进入安全壳的动力学分析可知，所考虑的超设计基准事故可以分为以下两类：

● 小LOCA，失电事故；

● 大LOCA。

小LOCA和失电事故的特点是：冷却剂通过破口连续泄露，释放强度较低，最大总氢气释放量通常可达600～800 kg。大LOCA事故的特点是：在一定时间内释放强度较高，进入安全壳的总氢气释放量可达300～400 kg。

采用KUPOL-M程序对失电事故（包括一回路失水事故）中安全壳隔间内的氢气蔓延和气体成分进行分析表明：在失电事故中，包括一回路失水事故，由于蒸汽惰化了气体介质，因此整个事故中可以排除氢气燃烧的可能。一回路热腿小破口（DN25）叠加全厂断电与柴油发电机失效为例，安全壳各隔间内氢气、氧气及水蒸气的分布，由于电站反应堆厂房内设置了非能动式复合器JMT系统，在JMT系统运行中将氢气与氧气复合掉，直到其浓度达到一定低的值，在事故后期间是安全的，此时，喷淋系统投入运行。

如果发生小LOCA事故而且安注系统能动部件失效，系统JMT的作用是将堆芯熔化所产生的相当量的氢气烧掉，从而可靠地防止氢气在安全壳内任何地方发生燃烧。在这种情况下，通过操纵员干预使喷淋系统退出运行，就可以符合氢气安全标准。

采用KUPOL-M程序对发生大LOCA事故而且安注系统能动部件失效事故中安全壳隔间内的氢气蔓延和气体成分进行分析表明：发生大LOCA事故而且安注系统能动部件失效工况下，蒸汽发生器室内有局部氢气积聚的危险。以稳压器波动管破裂（DN346）叠加安注系统能动部件失效为例，此时，JMT系统功能对氢气情况没有明显的影响，因为通过破口的最大氢气流量超过该系统容量一个数量级。在这种情况下，由于喷淋系统退出运行而导致安全壳大气被蒸汽惰化，使得氢气安全标准得以满足。当系统JMT起作用时，烧掉氢气，直到其浓度低到一定值，从而确保安全壳事故后冷却时安全的。

3 田湾核电站安全壳消氢系统

3.1 系统设置

为应对设计基准事故以及超设计基准事故下由反应堆向安全壳释放的氢气，田湾核电站设计安装了非能动式氢气复合器（系统编码为JMT），通过可控的氧化反应消耗安全壳内的高浓度氢气，防止氢气浓度达到爆炸极限，避免氢气爆炸从而防止安全壳整体密封性丧失。在设计基准事故中，该系统将水蒸气和空气混合物中的氢浓度维持在低于火焰扩展的浓度限值；在超设计基准事故下，系统保持氢气浓度在不爆炸水平；万一发生局部燃烧，系统将防止大范围（与安全壳主隔间的尺寸可比）内氢气的快速燃烧。

为对事故工况下安全壳内氢气和氧气浓度进行监测，以便确定事故的某一阶段有无可燃混合物出现，并确定出现不同燃烧方式的可能性，同时为操纵员提供应急决策信息，田湾核电站设置了两套独立的氢气浓度监测系统，分别为JMU10和JMU20系统。其中，JMU20系统用于设计基准事故，其功能为在最可能释放氢气的地点监测氢气浓度，并且当氢气浓度超过设计值时向主控室和备用控制室发出信号；JMU10系统用于在超设计基准事故中，对可能出现氢气释放位置的汽/气混合介质中气体组成成分的容积浓度进行监测，监测系统能够确保在主控室、备用控制室和超设计基准事故控制盘上对设计工况以及设计中所考虑的超设计基准事故条件下的参数进行连续显示和报警。

3.2 非能动式氢气复合器

3.2.1 复合器布置

田湾核电站设计方采用俄罗斯国家核与辐射安全管理局批准的KUPOL-M和3D SRP程序，对严重事故工况下氢气在安全壳隔间内的蔓延和积聚以及复合模型进行分析，并以此为依据确定非能动式氢气复合器在安全壳隔间内的分布及容量。

非能动式氢气复合器JMT系统容量是根据下列条件选定的：在堆芯融化的超设计基准事故中，在5～7 h内高达1 000 kg的氢气释放进入安全壳隔间。这一时间是严重事故情况下压力容器内释放阶段的时间，熔融物落入堆腔。严重事故这一阶段的特点是氢气释放速度最大，因此系统容量应由此选定。除了出现释放事故的区域（通常出现在蒸汽发生器隔间内）外，在上述事故过程中，氢气在整个安全壳隔间内的分布比较均匀。

为了保证在整个安全壳空间内氢气分布基本均匀，根据KUPOL-M程序对所有设计基准事故及超设计基准事故序列中安全壳内氢气的传播分析，将非能动式氢气复合器布置在安全壳上部及可能的氢气流入聚集点；同时为了避免LOCA事故中管道破裂射流和飞射物导致的氢复合器失效，将其设置在大设备和强化混凝土设备之后。复合器的这种布置，可确保事故时稳压器间隔内最多出现两台复合器退出运行、在其他任何带有泄漏的隔间内最多出现一台复合器退出运行。

安全壳消氢系统采用FRAMATONE公司提供的非能动式氢气复合器，每台机组共装有44台氢气复合器，其中16台FR1-750T，28台FR1-1500T，总消氢能力为188.48 kg/h，主要布置在安全壳的上部位置以及氢气可能蔓延和积聚的位置。非能动式氢气复合器属于安全2级，全部设备属抗震1级，并且在所有设计模式的环境参数下保证系统运行。

3.2.2 复合器的试验和定期检查

JMT氢气复合器在启动前（现场安装前）已对所有安装的氢气复合器催化板进行了催化板表面污染程度、催化层是否脱落、催化剂表面是否变色等情况进行外观检查以及催化板反应性能的特性试验。

根据田湾核电站《1号机组核安全相关系统与设备定期试验监督大纲》及《2号机组核安全相关系统与设备定期试验监督大纲》第2章规定，每次换料大修期间对装在安全壳内20%的氢气复合器进行特性试验（每台复合器取出3片连续的催化板）以检验其性能是否满足设计要求。整个运行寿期内，从复合器中取出相同编号的催化板进行检查，以便与催化板的历史催化性能作比较。以这种方式，每5年完成所有复合器的性能检查。

氢气复合器特性试验采用含氢气体积浓度3%的空气作为试验气体，压缩空气作为吹扫气体，每次测试3块催化板的性能，催化反应是否开始主要通过比较催化板表面的温度与入口气体的温度及混合气体中氢气含量的减少来判断。如果出口气体中氢气浓度在15 min内降到75%的初始氢气浓度，则表明催化板性能满足试验要求。

田湾核电站1、2号机组历次大修和调试期间氢气复合器消氢特性试验结果表明，历次试验的反应时间都远低于试验要求的15 min，余量较大，田湾核电站非能动式氢气复合器的性能均满足试验验收准则。

3.3 JMU20氢气监测系统

基于对氢气源的分析结果，确定了在田湾核电站反应堆厂房内8个位置点安装安全壳氢气监测系统的氢气分析仪，用于正常运行工况和设计基准事故工况下反应堆厂房内氢气浓度监测。氢气分析仪的位置对应于可能出现最高氢气浓度的地方。分析仪的指示值说明了安全壳隔间内的氢气分布和浓度情况，并且可用于判断安全壳消氢系统JMT的可用性。

JMU20系统由FS16K型气体报警器和WS85型氢气探头构成，能够对氢气浓度进行连续测量。氢气探头具有耐腐蚀、耐辐射性能，安装在安全壳内氢气容易聚集的位置，从探头输出的信号送到控制厂房机柜内的FS16K模件上进行分析处理。在探头内由惠斯通电桥的二分之一构成的灯丝被中央控制单元提供的电流加热到适合催化反应的温度，如果探头接触到可燃气体，氧化燃烧会使灯丝温度升高，从而导致灯丝电阻升高。灯丝电阻升高后引起电桥不平衡，并且随着可燃气体浓度的增加而增加，由此产生的电压信号就可以用来显示可燃气体的浓度并触发报警。

该系统最多可达16个测量通道，并且这16个通道可以连接到一个主模件上。每个通道的中央控制单元提供给探头线路的加热电流大小为250 mA，从探头出来的电压信号是未经放大的电桥信号，信号经过FS16K气体报警仪处理转换成4～20 mA标准输出信号，然后送到电站的正常运行仪控系统（TXP系统），TXP系统将采集到的信号进行计算处理后，送到主控室和备控室操纵员OT画面显示，为操纵员提供信息支持，以便及时采取措施防止氢气浓度上升达到爆炸极限。

为了保证氢浓度监测系统运行稳定可靠，需定期对测量系统进行检查和校验。因此，在机组每次大修时都会安排时间窗口对JMU20氢浓度监测系统进行检查和校验。

检查校验的内容包括：

● 检查FS16K气体报警器输出设置和报警值设置；

● 检查测量回路电阻以及对地绝缘电阻；

● 检查回路断线报警是否正常；

● 检查并调整探头加热电流到（250±5）mA；

● 零点校验；

● 满点校验。

每次校验完毕后，再用体积浓度约2%的标准氢气对测量通道的性能进行测试，检查FS16K气体报警器的输出电流是否符合要求。当测量误差超过允许值时，需要重新进行校验调整，直到测量结果符合要求为止。

目前，两台机组氢浓度分析系统每次大修时的检查校验结果表明，该系统的测量性能满足指标要求。

3.4 JMU10氢氧分析系统

JMU10氢氧分析系统包括13套氢氧浓度分析仪表（其中，5套为氢浓度测量回路，8套为氢氧浓度复合测量回路）、8只温度传感器、2只安全壳压力传感器。基于对氢气源的分析结果，测点主要布置在安全壳内氢气易产生和集聚的位置。氢浓度传感器量程有0～10%和0～25%两种类型，氧传感器量程为0～25%，满足特定工况下的高浓度氢气的测量要求。

由于氢氧传感器可靠连续运行时间为7 200 h，故在安全壳处于正常运行和设计基准事故工况下，此测量系统处于断电待命状态，一旦发生超设计基准事故工况，由运行人员将测量系统的电源送电，此时仪表就可以进入测量状态，并在整个事故工况下保持运行。

由于在正常工况下，氢氧分析仪处于断电待命状态，因此需定期对仪表的测量性能进行验证。每两个换料周期（20个月），对每个测量回路进行校验。分别用氢气浓度为2%、10%、18%的标准混合气体（其余组份为氮气）对氢浓度传感器进行零位和满度的校验；用氧气浓度为10%和21%的标准混合气体（其余组份为氮气）对氧浓度零位和满度校验。当测量误差超出允许值时，可通过信号处理单元对测量信号进行调整修正。

目前，两台机组的氢氧分析仪表在完成安装和调试后已经5年，均已经进行了两次性能验证，测试结果满足性能指标。

4 结束语

田湾核电站在设计阶段已经对设计基准事故及超设计基准事故下安全壳内氢气源项在安全壳隔间内的蔓延、积聚以及复合的模型进行分析，并以此为依据确定非能动式复合器在安全壳隔间内的分布及容量。安全壳消氢系统的容量基于在5～7 h内全部堆芯融化的超设计基准事故的产氢量（约1 000 kg）。同时，田湾核电站根据设计基准事故和超设计基准事故下安全壳内氢气分布的情况，安装了设计基准事故工况下对安全壳内氢浓度进行连续监测的仪表设备以及超设计基准事故工况下对安全壳内氢氧浓度进行监测的仪表设备，测点布置满足特定工况下对安全壳内氢气浓度的监测要求。测量结果能够在主、备控制室以及超设计基准事故后备盘上得到显示、记录和报警。为操纵员提供了良好的决策、支持信息。

系统调试结果及历次大修对氢气复合器及氢气监测系统的检查结果表明，这些系统满足设计要求，运行正常；同时这些系统及事故后具体行动，均已列入田湾核电站超设计事故管理导则的要求当中，满足《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》第五部分“氢气监测与控制系统改进的技术要求”。

[1] 郭连城. 压水堆核电厂严重事故情况下氢气源项研究[D]. 上海: 上海交通大学硕士学位论文，2007.1.（GUO Lian-cheng. Study on hydrogen source term of PWR nuclear power plant under severe accident condition [D]. Shanghai: MS thesis of Shanghai Jiao Tong University, 2007.1.）

[2] 邓坚. 大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究[D]. 上海: 上海交通大学博士学位论文，2008.9.（DENG Jian. Study on hydrogen control for large dry type containment under severe accident condition [D]. Shanghai: Ph.D thesis of Shanghai Jiao Tong University, 2008.9.）

[3] 田湾核电站1、2号机组安全壳消氢系统评价报告OPT-ZT-435-2012[R]. 2012.（Assessment report on the containment hydrogen elimination system of Unit 1 & 2 of Tianwan NPS OPTZT-435-2012 [R]. 2012.）

Hydrogen Control in Severe Accident of Nuclear Power Plant

LIU Wei，WANG Fei，YANG Hai-lin，QI Chuan-gang，ZHANG Xiang-gui
（Jiangsu Nuclear Power Co., Ltd., Lianyungang of Jiangsu Prov. 222042）

This article described the hydrogen risk in the containment in case of severe accident, the research status on hydrogen behavior in case of severe accident at home and abroad, and the specific measures for alleviating or controlling the hydrogen risk. On this basis, the system and method of Tianwan nuclear power plant for controlling hydrogen risk in case of severe accident is introduced, test results and previous inspection results showed that this method has the capacity of severe accident prevention and mitigation, the safety risk is under control and the safety is guaranteed, the demands of the National Nuclear Safety Administration for general technical improvement of nuclear power plant after Fukushima nuclear accident are met.

Tianwan nuclear power plant; severe accident; containment; hydrogen risk; hydrogen control

TM623Article character：A

：1674-1617(2014)04-0352-07

TM623

：A

：1674-1617(2014)04-0352-07

2014-07-23

刘 玮（1981—），男，湖南新化人，硕士，高级工程师，江苏核电有限公司运行处高级操纵员。