核电厂严重事故氢气监测系统的设计与研究

陈 杰 张 瑜 陈冬雷

(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司，上海 200241)

0 引言

各种核电厂风险研究中指出，在核电厂严重事故下所产生的氢气燃烧效应是早期安全壳失效的主要贡献之一［1］。在严重事故期间，轻水反应堆通过锆水反应、堆芯熔融等过程会产生大量氢气，并释放到安全壳内。当安全壳内氢气浓度积聚并超过4%的限值时，就可能发生爆燃而破坏安全壳的完整性，导致放射性物质外泄。在2011 年的日本福岛核事故中，安全壳内的氢气溢出并积聚于反应堆厂房，后来发生的氢爆彻底破坏了厂房结构，大量外泄的放射性物质对电厂周围的区域造成了严重污染［2-5］。RG1.97 第3 版将安全壳内氢气浓度定义为C1 类事故监测变量。随着对核电厂严重事故风险分析的深入和数字化仪控技术的发展，国外最新法规标准要求新建先进核电厂安全壳内氢气监测系统须基于数字化仪控技术，具有连续在线监测、计算、记录、显示和报警功能，并降低其安全等级要求［6-7］。我国在福岛核事故后也对安全壳内氢气浓度监测系统提出新的要求，但只是提出了总体要求，并没有对其设计准则和设计方案进行详细规定。本文基于国内外最新法规标准要求，归纳出适用于先进核电厂安全壳内氢气监测系统的设计准则，并提出适用于先进核电厂安全壳内氢气监测系统的设计方案。该方案基于数字化仪控系统，在核电厂严重事故后能够向操纵员提供安全壳内氢气浓度指示和报警，用于操作员评估和缓解事故工况效应，以稀释安全壳内氢气浓度，防止安全壳内氢气爆燃，以避免安全壳完整性遭到破坏。

1 设计准则

NRC 认为降低核电厂安全壳内氢气监测系统的安全等级仍然能够保证氢气监测系统的性能，即使因为其安全等级的降低致使氢气监测系统可靠性降低，也不会给公众健康和安全带来显著负面影响［6］，并且RG1.97 第3 版已不适用于作为先进核电厂数字化事故监测仪表的设计准则［8］。本节根据当前最新法规标准要求，结合数字化仪控技术，归纳出先进核电厂安全壳内氢气监测系统设计准则，包括系统功能要求和安全分级。

1.1 功能要求

当核电厂发生设计基准和严重事故后，安全壳内氢气监测系统须能够连续监测氢气浓度并向操纵员提供氢气浓度指示和报警信号，以帮助操纵员评估事故工况效应、控制氢气浓度和执行严重事故和应急事故处理规程。氢气监测系统应具有评估堆芯损坏程度的能力，在严重事故下能确认任一或专用氢气点火器动作，以帮助操纵员缓解严重事故工况下安全壳内氢气浓度［6-7］。

安全壳内氢气浓度是保证安全壳完整性的后备监测变量，在核电厂发生严重事故后向操纵员提供氢气浓度指示和报警，用于帮助操纵员评估和诊断事故工况效应，为事故后C 类监测变量［8-9］。C 类变量为显示裂变产物屏障(堆芯燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界、反应堆安全壳)可能破裂或实际上已经破裂提供信息所需监测的变量。

10CFR50.34(f)三里岛相关附加要求规定安全壳内须提供氢气浓度测量仪表，并且测量的氢气浓度信号须在主控制室指示和记录。

《福岛核事故发生后核电厂改进行动通用技术要求(试行)》规定在核电厂严重事故下，氢气监测系统应能全程监测安全壳内氢气浓度并设置相应的报警，以便确定核电厂状态，并为事故管理期间决策提供尽可能实际的信息。氢气监测点的布置应考虑在整个事故工况期间的代表性。主控制室、应急控制中心应能够获得氢气监测数据。氢气浓度监测和控制措施应纳入严重事故管理导则或相关规程。

1.2 安全分级

10CFR50.44 修改了当前对所有堆型安全壳内氢气监测系统的要求，不要求其缓解设计基准事故效应，规定其主要功能为记录和诊断设计基准事故的进程，并将氢气监测系统安全等级降为非安全级。NRC 认为RG1.97 第3 版中的3 级变量技术要求适用于高质量、后备、诊断功能的系统，适用于先进核电厂氢气浓度监测系统［6］。

2003 年10 月16 号之前，NRC 批准和安装的安全壳内氢气监测系统的安全等级为安全级，满足法规要求。之后，安全壳内氢气监测系统的安全等级可降低为非安全级，也满足法规要求，但须要满足以下技术条件［7］。

(1)设备可用性:氢气监测系统不需要满足10CFR50.49 规定的鉴定要求，但是，在设计和采购过程中应考虑系统的可靠性和耐受性，以保证在严重事故环境工况下氢气监测系统具有连续监测氢气浓度的能力。

(2)电源可靠性:应由高可靠性电源供电，电源不须冗余，但应具备不间断供电能力，以防止电源短暂失电。

(3)质量保证:系统设备应具有商业级高质量的特性，能在特定的严酷环境工况下工作。

根据以上分析，将安全壳内氢气浓度变量定为非安全级事故后监测变量，并根据系统设备布置位置将安全壳内的监测仪表定为抗震II 类，满足环境鉴定要求;辅助厂房内的氢气处理机柜定为抗震II 类，不要求满足环境鉴定要求。

2 设计方案

本节根据第1 节归纳出的设计准则，提出先进核电厂安全壳内氢气监测系统的设计方案。该方案基于数字化仪控技术，由四重氢气传感器和信号处理机柜组成，由可靠的UPS 交流电源供电。该方案结合电厂DCS 系统，能够实现氢气浓度在线连续监测、计算、记录、显示和报警功能，可用于严重事故工况效应评估和诊断，帮助操纵员执行严重事故和应急事故操作规程。系统总体结构如图1 所示。

2.1 氢气传感器

在安全壳顶部位置布置4 个氢气监测仪表。4 个氢气监测仪表都能代表安全壳内总体氢气浓度，互为冗余，并具有一定的重叠性。四重冗余仪表的设置，可满足一个仪表在维修或故障且其余两个仪表监测信号不一致的情况下，可用第四个仪表判别当前正确的氢气浓度，提高系统的可用性。氢气传感器不执行安全功能，无需进行设备多样性设计，因此，宜在同一厂家统一采购，以减少后续运营、维护成本。

氢气传感器具有一定的宽量程，可以覆盖严重事故工况下最大氢气浓度，并具有连续在线监测功能。氢气传感器具有一定的测量精度和响应时间，以保证测量数据的准确性和及时性。

传感器测量的氢气浓度信号经过安全壳电气贯穿件传送至布置在辅助厂房的氢气处理机柜。

图1 安全壳内氢气监测系统总体结构Fig.1 Overall structure of the hydrogen monitoring system inside containment shell

2.2 氢气处理机柜

氢气处理机柜布置在核电厂辅助厂房，它将传感器传送过来的氢气浓度信号调理为4 ～20 mADC 模拟量信号。当氢气浓度信号高于一定值时，机柜发出开关量报警信号。此外，机柜具有自检功能，当传感器、机柜处理器卡件或电源等部件故障时，将发出开关量系统故障报警信号。

氢气处理机柜向DCS 发送模拟量信号和开关量信号，模拟量信号为4 ～20 mADC 氢气浓度信号。开关量信号用于向DCS 系统提供安全壳内氢气浓度高报警信号以及氢气监测系统故障报警信号。氢气处理机柜具有氢气浓度数字化就地显示和报警功能。

2.3 供电

根据上文对法规标准的分析，为了保证系统的可靠运行，氢气处理机柜采用不间断交流电源(UPS)进行供电，以防止供电短暂失电，导致氢气监测系统不可用。在保证供电可靠性下，电源采用单路供电，以简化系统并节省造价。此供电模式既满足相关法规标准的要求，又能简化系统。

2.4 信号储存与评估

氢气处理机柜将氢气浓度、报警和系统故障信号传送至核电厂DCS 系统服务器进行数据储存，以便事故后电厂工作人员对核电厂事故工况进程和设备损坏情况进行评估。也可将这些数据委托第三方专业机构进行电厂设备损坏评估和系统研究，以确定电厂预期寿命并对系统做出优化改进。

2.5 显示和报警

为了满足相关法规标准和福岛事故后氢气监测系统要求，安全壳内氢气浓度信号最终会在主控制室和远程停堆站进行显示，并在这两处进行氢浓度高报警。在核电厂发生严重事故后，显示和报警信息供运行人员评估事故工况效应，执行严重事故相关规程，以缓解事故工况。

2.6 多样性

氢气浓度监测和堆芯温度监测都是为了保证安全壳完整的监测手段，其中堆芯温度为保证安全壳完整的首要监测变量，氢气浓度为其后备监测变量。采用安全壳内氢气监测系统可实现保证安全壳完整性的系统多样性。

2.7 环境和抗震鉴定

安全壳内氢气浓度监测仪表为非安全级设备，但它应在严重事故环境工况下特定的时间内正常运行。氢气传感器布置在安全壳厂房，应满足IEEE 323 规定的环境和抗震鉴定要求;氢气处理机柜布置在辅助厂房，严重事故工况下环境条件较为和缓，因此其无须满足IEEE 323 规定的环境鉴定要求，但应满足抗震鉴定要求。

2.8 安装要求

氢气监测仪表和处理机柜都为抗震类设备，安装支架都需要满足抗震鉴定，并且安装方式宜采用预埋件方式安装，以保证在核电厂安全停堆地震事故工况下设备结构完整性。

3 结束语

本文提出的安全壳内氢气监测系统设计准则，体现了国内外最新法规标准对安全壳内氢气监测系统的要求，适用于先进核电厂严重事故安全壳内氢气监测系统。设计方案结构和功能合理，系统具有四重冗余的传感器和可靠的UPS 交流电源供电，能够连续在线监测氢气浓度，具有较高的可靠性和可用性。系统通过DCS 服务器记录评估氢气浓度和报警信号，并在主控制室和远程停堆站进行氢气浓度信号显示和报警。在核电厂发生严重事故后能够有效地向操纵员提供氢气浓度指示和报警，以帮助操纵员评估和诊断事故工况进程和后果，缓解核电厂事故效应。

系统设计准则和设计方案基于数字化仪控技术，满足最新法规标准要求，为福岛核事故后新建先进核电厂安全壳内氢气监测系统提供了一套可实施的方案，也为在役核电厂提供了一套改进的方案。

［1］ 陶俊，李京喜，佟立丽，等.核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析［J］.原子能科学技术，2011，45(1):40 -43.

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［5］ 方立凯，陈松，周全福.严重事故下核电厂安全壳内氢气分布及控制分析［J］.核动力工程，2006，17(S1):18 -22.

［6］ The U.S. Nuclear Regulatory Commission. Federal Register，Vol. 68，No. 179-2003 Combustible Gas Control in Containment［S］.2003.

［7］ The U.S. Nuclear Regulatory Commission. RG 1.7 -2007 Control of combustible as concentrations in containment［S］.2007.

［8］ The U.S. Nuclear Regulatory Commission. RG 1.97-2006 Criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power plants［S］.2006.

［9］ The Institute of Electrical and Electronics Engineers，Inc. IEEE Std. 497 - 2010 IEEE standard criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power generating stations［S］.2010.