《Annals of Nuclear Energy》：Successive criteria analysis approach for mitigating Deterministic hydrogen risk in severe accidents
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•显著降低氢气风险。•IBC（冰床冷凝器）将峰值氢气燃烧降低了44%，防止了危险的早期爆炸。•MCDA（多准则决策分析）确定了30,000至50,000秒为安全运行的关键时段。•敏感性分析证实IBC在压力条件下具有可靠性和稳健性。引言严重核事故期间氢气生成及其相关风险的管理是
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显著降低氢气风险。
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IBC（冰床冷凝器）将峰值氢气燃烧降低了44%，防止了危险的早期爆炸。
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MCDA（多准则决策分析）确定了30,000至50,000秒为安全运行的关键时段。
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敏感性分析证实IBC在压力条件下具有可靠性和稳健性。
引言
严重核事故期间氢气生成及其相关风险的管理是核安全的关键问题。氢气主要通过锆合金包壳的高温氧化和水的辐射分解产生，在全厂断电（SBO）等事故中构成重大威胁。氢气的失控积聚可能导致爆燃或爆轰，造成安全壳结构的灾难性破坏，并将放射性物质释放到环境中。历史上特别是2011年福岛第一核电站事故，清晰地展示了氢气管理不充分的毁灭性后果，爆炸严重破坏了反应堆完整性，并阻碍了应急响应工作（Shimizu, 2016）。
当前的氢气缓解策略，包括被动自催化复合器（PAR）和点火器，在极端条件下面临已记录的局限性，特别是在高蒸汽环境中已观察到催化剂活性降低和氧气饥饿现象（Payot et al., 2012, Reinecke et al., 2012）。这些局限性凸显了需要补充性的被动安全机制。一种有前景的方法是利用冰床冷凝器（IBC）。这些系统利用冰的潜热来吸收热能，从而降低安全壳内的温度和压力（Zhang et al., 2024）。这种冷却效应不仅可以减轻热应力并降低安全壳压力，还通过蒸汽冷凝改变安全壳内的热力学条件。虽然蒸汽通常作为稀释剂可以抑制氢气燃烧，但冰床冷凝器通过限制温度升高、减少压力载荷以及影响安全壳大气中氢气的传输和分布来贡献整体安全壳安全（Soltanmohammadi et al., 2025）。
冰床冷凝器促进蒸汽冷凝并提供大量的被动热量移除，从而在严重事故期间限制安全壳压力和温度的升高。虽然蒸汽冷凝可能通过去除水蒸气而增加局部氢气体积分数，但冰床冷凝器的整体热工水力效应影响气体分布、安全壳条件和事故进展，从而增强安全壳性能（Dingman & Camp, 1985）。实验研究表明其在维持较低温度方面的有效性，这直接影响安全壳大气中的氢气行为（R?m? et al., 2019）。在全厂断电（SBO）的堆内阶段，冰床冷凝器通过吸收热能并冷凝释放到安全壳大气中的蒸汽来贡献安全壳安全。这种被动热量移除能力有助于限制安全壳压力和温度的升高，从而在严重事故条件下增强安全壳性能（Nourbakhsh, 1990）。在堆外阶段，熔融堆芯熔毁物可能与混凝土发生相互作用，冰床冷凝器进一步支持热管理和氢气控制，增强整体安全壳安全（Chen et al., 2024）。
IBC的双阶段应用为核反应堆设计中整合先进安全功能提供了独特机会。通过在这些堆内和堆外场景中采用这些系统，工程师可以增强安全壳结构对氢气相关事件的韧性（Kim et al., 2018）。全面评估表明，冰床冷凝器可以有效减轻严重事故期间安全壳温度和压力的偏离。通过改变安全壳内的热工水力条件，包括蒸汽冷凝和气体循环模式，该系统影响氢气分布和燃烧行为，从而有助于提高安全壳安全裕度（Wang et al., 2024）。然而，这些系统的长期性能和最佳配置需要进一步研究以最大化其有效性。
本文旨在全面检查IBC作为核安全壳结构中氢气爆燃和爆轰风险缓解策略的应用。通过回顾现有文献并整合实验结果，我们力求阐明该方法在SBO事故堆内和堆外阶段的有效性。此外，我们将考虑监管影响和未来方向，以将IBC整合到新反应堆设计中，强化在核运营框架内采用先进安全方法的紧迫性（Jian & Cao, 2006）。
此外，本项目是将详细热工水力模拟与结构化决策框架（MCDA）相结合的一个有力范例。它不仅陈述了IBC的有效性，而且定量地证明了其在多个关键参数上的有效性，然后将这些发现综合为单一的时间相关安全指标（综合评分），清晰地展示了事故如何演变以及关键风险时段在哪里。敏感性分析的使用进一步加强了MCDA结果的可信度。
总之，实施IBC代表了一种主动应对氢气风险以增强核安全的策略。鉴于从过去事故中吸取的经验教训，包括福岛事故，必须推进能够可靠缓解氢气生成和积聚的被动安全技术的发展。通过应对严重事故中氢气带来的挑战，IBC不仅增强了安全壳完整性，还推进了确保公共安全和核能信心的更广泛目标。本研究的发现旨在为监管框架提供参考并指导未来核反应堆的设计，最终支持实现更安全核工业的使命。
章节摘要
材料与方法
本调查对核压水堆（PWR）电厂在全厂断电（SBO）期间的高压堆芯熔毁和氢气生成机制进行了全面分析，涵盖了早期和延长阶段。该方法采用模拟来表征安全壳、堆芯和冷却系统，从而能够详细检查严重事故进展现象。
结果
结果分为堆内阶段和堆外阶段氢气产生和释放的计算。氢气的形成和分布，连同蒸汽，影响了安全壳的压力和温度；因此报告了一些热力学参数。值得注意的是，在早期阶段和延长阶段仅考虑IBC的一半负荷，而在满负荷时使用。
结论
本研究对于在如此极端情景下定量评估被动IBC系统的有效性是必要的。我们的研究结果表明，IBC是不可或缺的，将峰值氢气燃烧功率降低了44%，并将安全壳温度保持在1400 K以下，而不用IBC时则会出现超过2000 K的危险峰值。此外，动态多准则决策分析（MCDA）的应用成功确定了30,000至50,000秒之间的关键安全窗口。本工作
利益冲突声明
作者声明他们没有已知的竞争性经济利益或个人关系，这些利益或关系可能已经影响到本文所报告的工作。
Saied Soltanmohammadi|Ataollah Rabiee|Kamal Hadad|MohammadReza Nematollahi
