《International Journal of Hydrogen Energy》：Implementation of measures to ensure hydrogen explosion safety in case of severe accidents for NPP-2006 projects designed by Atomproekt
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摘要本研究针对核安全领域的一项关键挑战：增强配备被动安全系统的高功率核电站（NPP）的保护能力。在超越设计基准的严重堆芯损坏事故期间，由于高温条件下蒸汽与燃料棒锆合金包壳之间的化学反应，会产生氢气。氢气与空气及蒸汽形成的混合物可能具有爆炸性，从而严重威胁安全壳建筑的完整性，并
摘要
本研究针对核安全领域的一项关键挑战：增强配备被动安全系统的高功率核电站（NPP）的保护能力。在超越设计基准的严重堆芯损坏事故期间，由于高温条件下蒸汽与燃料棒锆合金包壳之间的化学反应，会产生氢气。氢气与空气及蒸汽形成的混合物可能具有爆炸性，从而严重威胁安全壳建筑的完整性，并可能导致放射性物质向环境释放。为减轻这些危害，核电站实施了一系列工程控制措施和专用技术方案，旨在防止可燃和爆炸性含氢气体的形成。本文概述了确保核电站氢气爆炸安全的方法论框架，并对俄罗斯股份公司"Atomproekt"开发的各类NPP-2006设计中所应用缓解措施的有效性进行了评估。
引言
核电站严重事故会导致大量氢气的产生，其来源包括高温化学反应以及堆芯熔体与结构材料之间的相互作用。氢气在安全壳容积内的积聚可能导致爆炸性气体混合物的形成，从而威胁安全壳的完整性及其防护功能的丧失。氢气危害的减轻是严重事故管理（SAM）的核心要素，对现代动力反应堆的韧性和安全性至关重要。
现代VVER核电站设计包含一套全面的措施以防止爆轰危险混合物的形成，这与国外反应堆电站所采用的方法有所不同。这些措施包括将一回路冷却剂排入不同的安全壳隔室，以及在预期发生严重事故时关闭喷淋系统。尽管已有一些个别研究，但在各种严重事故情景下对这些措施有效性的综合定量评估仍然有限。
本研究的目标是评估VVER-1200核电站在严重事故期间防止氢气爆轰措施的 effectiveness。调查工作依赖于经过认证的计算机代码，用于模拟热工水力学过程、气体生成、安全壳参数动态变化、燃烧模式及结构载荷。
确保核电站（NPP）的安全仍然是现代核能发展的基石。在核电站运行中，最关键的危害之一是氢气的产生，它带来了爆炸和大规模结构损坏的重大风险。2011年福岛第一核电站事故清楚地表明了这种威胁的严重性，当时氢气的积聚引发了一系列爆炸，破坏了反应堆安全壳建筑，并显著加剧了灾难的整体后果[1]。在严重事故情景中，氢气的主要来源是高温条件下蒸汽与燃料棒锆合金包壳之间的化学反应。该过程发生在堆芯失水或乏燃料池中，在高温驱动下引发放热的锆-蒸汽反应[2]。
监管和工程实践要求对超越设计基准的事故——包括伴有严重堆芯损坏的事件——进行严格分析，尽管其发生概率极低。此类分析是应急准备计划的基础，旨在保护电站工作人员和周边居民，同时也是制定严重事故管理导则（SAMGs）的依据。氢气爆炸保护策略的有效性通过假设性事故序列进行验证，其中涉及一回路冷却剂泄漏加上安全注入系统的附加故障。本研究中，事故进展的评估采用保守分析方法，假设被动安全系统不发生失效。这一假设在方法论上是合理的：减少被动安全系统中的运行通道数量往往有利于改善爆炸性氢-气-蒸汽混合物形成的缓解条件。
核电站严重事故管理的总体目标是防止氢气浓度积聚至爆炸极限，从而避免因可燃气体燃烧或爆轰导致安全壳失效。最终目标是实现并维持安全壳内的安全状态。这通过双重途径实现：部署专用的工程安全设施以主动降低安全壳隔室内的氢气浓度，以及实施操作员主导的严重事故管理行动[3]。
有效的氢气控制必须在严重事故的每个阶段得到维持，从事故起始一直持续到建立稳定的安全事故后状态。事故后的安全状态在运行上定义为可以启动通风系统的安全壳压力水平。降低安全壳内的压力和温度参数并随后启动通风系统是减少大规模放射性物质向环境释放潜力的关键步骤。
当前关于严重事故期间氢气危害的研究涵盖了广泛的过程谱系，从锆-蒸汽反应到安全壳内气体混合物的行为。国际计划已建立了广泛的实验数据库，用于验证计算模型。其他反应堆设计（EPR、AP1000、APR1400）中采用了各种氢气管理方法；然而，NPP-2006设计中实施的整合策略具有若干独特特征。
尽管已有大量研究，但NPP-2006设计措施在各种严重事故情景下有效性的综合定量评估仍然有限。一回路工质重新分布对氢气浓度动态的影响，以及安全壳在潜在燃烧模式下完整性的影响，尚未得到评估。
本研究的目的是分析安全壳内含氢气混合物的行为，并评估所提出措施在严重事故期间防止其爆轰的有效性。
本研究的创新性在于使用经过认证的计算机代码对严重事故的所有关键阶段进行综合建模——从堆内堆芯降解到堆外熔体行为。
本文的组织结构如下。方法部分介绍了本研究采用的计算模型和事故情景。结果部分报告了氢气生成、气体混合物动态、燃烧模式和结构载荷的定量数据。讨论部分对研究结果进行了解释并分析了其实际意义。结论部分总结了主要研究结果并提出了未来工作的方向。
章节摘要
VVER反应堆中的氢气来源
俄罗斯监管文件NP-040-02[4]概述了核电站中潜在氢气来源的综合目录。对于VVER型反应堆，这些来源可根据运行情景进行分类。
正常运行期间，氢气通过以下方式产生：
- •
结构材料的腐蚀；
- •
反应堆堆芯中的水质变；
- •
乏燃料池中的水质变。
在事故情景中，特别是涉及堆芯失水的情况，会产生额外的且更为重要的
堆内阶段严重事故建模中用于论证氢气爆炸安全的方法
对于涉及堆芯熔体及熔融物释放到堆芯捕集器，或乏燃料池中乏燃料熔体及其与混凝土相互作用等严重事故情景的过程和物理现象建模，使用以下几个计算机代码：
- 1.
SOKRAT/V3代码[21]用于对VVER型水冷反应堆电站中发生的所有物理化学、热工水力学和热力机械过程动态进行全面的数值模拟，包括
堆内氢气生成与安全壳气体动力学
堆内阶段建模揭示了由于锆-蒸汽反应产生了大量氢气。氢气总质量取决于堆芯损坏程度和达到高温条件的持续时间。安全壳层面的计算表明氢气在各隔室中的分布情况。安全壳压力和温度随事故情景和实施的设计措施的不同而变化。
主要结果解读
所获得的结果表明，所提出的一系列措施能够实现安全壳隔室内氢气浓度的持续降低，并杜绝了爆轰倾向性条件的形成。在堆内阶段，关键因素是氢气在安全壳隔室中的分布以及安全壳容积内维持足够的蒸汽比例。
由蒸汽-气体携带的氢气重新分布
结论
NPP-2006中实施的氢气管理策略包括以下措施，部分以自动和被动方式执行，部分通过操作员控制行动实施：
- •
通过基于被动催化复合器的除氢系统（以被动模式运行）减少安全壳蒸汽-气体混合物中的氢气含量；
- •
关闭喷淋系统以增加安全壳内的水蒸气量（通过自动方式或操作员行动）；
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致谢
本研究由俄罗斯联邦科学与高等教育部资助（协议日期2026年1月16日，编号075-03-2026-218，课题注册号 FSEG-2026-0008）。
V.O. Astafyeva|V.G. Sidorov|V.O. Kukhtevich|R.S. Kireev|M.I. Ivkov|E.A. Kuznetsov|I.D. Anikina|Ya.A. Vladimirov|V.V. Sergeev
俄罗斯股份公司"Atomenergoproekt"，Bakuninskaya街7号，莫斯科，105005，俄罗斯联邦
