摘要 日本福岛核电事故直接表明氢气爆炸对核电站的危害，一旦发生氢气爆炸，一定会对电站压力边界的完整性造成毁灭性打击，从而导致放射性物资的大面积泄漏，造成核电事故危害升级。因此如何去除核电运行中的氢气以及在极限事故的情况下保证氢气的安全消除是核电安全的一个重要课题。AP1000很好地考虑了这一点。
关键词 氢气爆炸；压力边界；锆水反应
中图分类号 TL364 文献标识码 A 文章编号 1673-9671-（2012）092-0210-01
1 压水堆发生失水事故时核电站中氢气的来源
要消除核电站氢气，首先要了解氢气的来源，从而从源头控制氢气的影响，核电站中氢气的主要来源有三：
1）堆芯中燃料原件包壳中的锆与高温水蒸汽（反应阈值温度是850到900摄氏度左右）发生锆水反应产生的氢。
2）堆芯和安全壳底坑中的水因放射性照射辐照产生的氢。
3）安全壳因喷淋产生的氢。
其中锆水反应是氢气的最重要来源，其后果与危害主要是：
反应过程中产生的氢气会进入安全壳。当反应量相当大，所产生的氢气和氧气的比例达到爆炸限度时（氢气浓度达到4%-8%），就有可能发生爆炸，致使安全壳遭到破坏。
产生的氢原子渗透到锆金属晶格间，使得包壳的脆性增加。当反应堆压力壳内的压力降低下来以后，脆化的包壳可能不足以承受燃料原件的内压，而使包壳破裂。锆水反应产生大量的热量，增大燃料原件表面的热流密度，使包壳的壁温更高，锆水反应更剧烈，产生大量的热量。
由此可见，防止氢气爆炸的最有效的途径有2个：及时去除产生的氢气，以及降低发生锆水反应的几率。
2 常规核电防止氢气爆炸的途径
福岛事故发生后，东电公司采用了往里注入氮气的方式，防止氢气爆炸。为防止壳内的氢气发生爆炸，该公司在4月6号傍晚开始向安全壳内注入氮气。该公司指出，由于反应堆燃料损坏，福岛第一核电站1号机组内的水蒸气与燃料棒套管中的锆发生反应产生了氢气，并很可能泄漏到了反应堆安全壳内，与氧气结合后，就有可能发生爆炸。为此，东京电力公司准备最早在6日傍晚就开始向1号机组反应堆安全壳内注入氮气。这种处理方法是治标不治本的方法，而且后患无穷。注入氮气可能导致含有放射性物质的气体溢出。
3 AP1000防止氢气爆炸的措施
AP1000中主要有三个系统来监测、控制、消除安全壳内的氢气。分别是：安全壳氢气控制系统、非能动安全壳冷却系统（PCS）、非能动堆芯冷却系统（PXS）。
1）AP1000设计了安全壳氢气控制系统。其作用是：为防止严重事故后氢气爆燃或爆炸提供纵深防御手段；在正常运行期间和设计基准事故后，对安全壳大气中的氢气浓度进行监测；在堆芯内部工况恶化或假想堆芯熔化过程中或之后，通过点燃局部释放出来的氢气防止安全壳内的氢气浓度达到可燃值。其工作原理是：分布在安全壳内的三个浓度监测议能够连续显示安全壳中氢气浓度。布置在安全壳内的两台安全相关非能动自动催化复合器（PARs）将自动且非能动地将整个安全壳的氢气浓度保持在一个较低水平。在安全壳内布置64台氢气点火器。在氢气相对浓度较低时局部点火燃烧（爆燃），防止氢气浓度达到可能到达的可能爆炸的水平。
2）AP1000为减低安全壳内温度还设计了非能动安全壳冷却系统（PCS）。其功能是：安全壳内热量的到处、过程监测、补充乏燃料水池的水量以及消防水补充。PCS采用钢制安全壳容器作为传热面，蒸汽在安全壳的内表面冷凝，被加热的钢制壳体外表面由PCS冷却流体（水和空气）通过对流、传导、热辐射及质量传递（水蒸发）等热传递机理进行冷却，热能通过空气自然循环的方式传出。
外部环境的空气从空气入口抽入，然后沿着安全壳容器的外表面向上流动，最后通过一个空气出口返回到外部环境。与屏蔽厂房结构形成一体的PCS冷却水贮存箱借助重力排水，对安全壳体进行湿润。事故发生后，在安全壳和屏蔽厂房之间的空气流道中形成一个自然循环驱动力，使空气沿着安全壳壳体外表面向上流动，促进安全壳壳体表面的水分蒸发，减低安全壳的压力；如果由于一些原因导致安全壳冷却水箱没有得到厂内或厂外水源的补水，也能够对安全壳进行无限期的空气冷却。
3）以上2个系统针对氢气爆炸的主要作用都是在氢气产生后，针对控制氢气浓度和减低氢气温度使其不能发生爆炸的方法。AP1000还设计了非能动堆芯冷却系统（PXS）。该系统由非能动余热导出子系统、安注子系统、安全壳内pH控制子系统和阀门泄漏试验等子系统组成。功能有：RCS（反应堆冷却系统）应急补水和硼化、安全注入、应急堆芯余热导出、事故后安全壳内PH值控制、过程参数监测以及RCS系统的冷却。
当发生丧失主给水流量事故时。丧失主给水流量的主要特征是蒸汽发生器出现低液位，造成RCS的加热瞬态。PRHR热交换器根据任一台蒸汽发生器2/4窄量程低液位信号和任一条给水管线1/2低启动给水流量信号相符合，或根据任一台蒸汽发生器2/4宽量程低液位信号自动投入，以导出反应堆的衰变热，防止稳压器安全阀开启。 随着RCS降温，稳压器2/4液位低于低-2整定值时，堆芯补水箱自动投入。CMT的自动投入保持了RCS的水装量，并注入浓度较高的硼酸溶液，以防止反应堆重返临界。但此瞬态不会触发自动卸压系统和安注箱的投入。然后运行人员稳定电厂工况，待RCS降温降压至规定值后投入正常余热排出系统。
当发生主蒸汽管线破裂事故时：造成RCS的冷却瞬态。首先由安全驱动信号触发紧急停堆，并投入CMT的注射，同时主泵停运，蒸汽管线隔离。PRHR热交换器则由CMT的注射信号触发而自动投入。此时依靠PRHR热交换器导出堆芯衰变热，堆芯补水箱维持一回路水装量，并向堆芯添加负反应性。
一旦发生LOCA事故，一回路压力下降，反应堆紧急停堆，安全驱动信号启动。安全驱动信号触发主泵停运，CMT投入，以实现高压注射。在ADS启动降压达到RNS泵的注入能力之后，操作员可通过RNS泵从燃料装载井或换料水箱中取水向一回路中注入。在RCS的自动卸压过程中，相继投入非能动的安注箱注射和换料水箱的注射，最后实现长期的再循环冷却。
非能动冷却系统的主要目标就是在发生失水事故时保证堆芯的热量导出和堆芯的冷却，防止堆芯熔毁，防止锆水反应的发生，抑制氢气大量的产生，从而从根本解决了氢气爆炸事故发生的。
4 结束语
AP1000凭借其先进的非能动设计理念，在极限事故的情况下先从遏制氢气产生到氢气监测以及氢气消除多方面采取了积极有效的措施，大大地降低了氢气爆炸的几率，能够有效地保证安全壳压力边界的完整性。
参考文献
[1]AP1000基础教程[J].中电投集团高级培训中心编制.
[2]AP1000中级教程[J].山东核电编制.
