轻水堆严重事故下氢气的产生、爆炸以及缓解措施（一）

1979年3月，在三里岛核电站的一个寻常瞬态模式下，蓄水池调节阀由于被卡住而打开，冷却水剂量立刻减少，随着压力容器内的冷却剂液面下降，燃料温度增加，最后部分堆芯融化。这种情形下，发生了轻微泄露，之后由于一系列人为操作失误以及设备故障，冷却剂持续泄露，产生了19吨熔融放射性物质，这些熔融物大部分坍塌到了下腔室。

在这起事故中，熔化的核心温度超过2600℃。下封头内表面温度在800和1000℃之间。由于包壳和液态水、水蒸气之间的反应而释放大量的氢气。氢气直接排放到安全壳内。总共约有40-50％的包层被氧化而且产生890千克氢。据调查，有8-10％的氢气和惰性气体逃逸到了外界环境。安全壳内氢气燃烧所导致的压力被观察到（约28 Psi）。该压力小于设计压力（约50Psi）。这次事故未造成安全壳毁坏。可以想到，压力容器内产生的氢气只要有部分泄露到安全壳内就足够带来核灾难。

在这次事故之后，美国核管制委员会修订了关于氢气控制的法规，以防止严重事故中的氢爆炸。

1986年的切尔诺贝利事故，是迄今为止最严重的一次核事故。

在一次反常的反应堆实验中，突然发生无法控制的功率偏移，反应堆堆芯变为超临界状态，不可控制。实验操作员在低功率条件下对反应堆做某种测试的过程中，控制棒异常失去控制。

另一方面，反应堆的设计缺陷导致反应性正反馈。反应堆功率和堆芯温度急剧上升。最终发生了堆芯熔融。很快，氢气爆炸并破坏了反应堆主体结构。安全壳作为保障安全的最后一道屏障也未能达到安全标准。

直升机将水喷洒用以给堆芯和建筑降温，然而喷洒的水最终产生更多的氢气和有害物质，带辐射的云很快的扩散开来并污染了东欧的绝大部分地区。在这起事件中，发生了两次爆炸：第一次爆炸是主回路的蒸气爆炸，后果是导致回路压力损失和冷却剂损失；第二次爆炸可能是氢气爆炸、蒸气爆炸和反应堆热爆炸共同的结果。其中以氢气爆炸为主。在第二次爆炸过程中，裂变产物和结构物质扩散到环境中。伴随着爆炸也有燃烧的石墨和其他堆芯材料的扩散。

在这两起事故之后，很多研究人员采用解析和实验的方法对严重事故进行了研究。自上世纪90年代以来，严重事故下的许多信息和数据被归纳和整理出来，而且采用计算模拟的方法对严重事故下产生的现象进行了研究。

2011年，日本福岛核事故又是一起重大的安全事故。在日本政府注意这起事故的严重性之前，欧洲的几个紧急情况观测站就观察到了核辐射。这场事故由海啸引起。这种随机的自然现象也超出了反应堆设计规范。在高达11米的巨浪冲击下，场外电网和辅助柴油发电机都工作失常，引发了全场断电（station blackout）。沸水堆反应堆蓄能器通过自然循环可使反应器降温，然而这种降温在事故发生之后只能维持8小时。事故发生期间，没有外部电力供应，没有场外控制室监控，没有工作泵供应动力保持冷却剂流动，之后堆芯就不再浸没在冷却剂中而是暴露在气体中，熔融过程开始产生，最终有2/3的堆芯不再被冷却剂浸没。由于包壳（锆合金）暴露在水蒸气中被氧化产生大量的氢气（至少300-600kg）。接下来由于氢气产生和积累，处于高压中的气体通过减压阀被排放到安全壳内。氢气在安全壳内爆炸破坏安全壳，最终使得核辐射物质外泄。

福岛核电站的缺陷/不足主要在事故发生之后系统不能长时间在安全模下运行。其余不足有：

1）在安全壳内使用普通柴油发电机安全系统，没有充足的备用系统；

2）事件管理（场外或遥控室）中采取行动措施过程中缺乏充足人员和设备；

3）对当地极端自然条件下可能遇到的问题，考虑不充分；

4）事故中缺少足够的测量仪器进行监视和数据采集。

在这起事故当中，国际间的交流合作也部分地缓解了事件所造成的后果，例如使用机器人对乏燃料水池进行处理。

在福岛核事故发生之前，日本全境有50%的能源供应来自核电站。事故发生之后，所有核电站被强制关闭，并重新进行全面的安全评估。到2017年，大部分核电站依然处于评估之中。

综上，氢气在水冷堆事故中起着主要作用。它引发的核灾难可以深刻影响到公共健康、经济、工业、农业、政治等方面。以上所述核电站事故的发生是因为对氢气的产生和爆炸缺乏控制。在切诺贝利和三里岛事故发生之后，对氢气的控制做了大量的研究，然而这些研究并不能足够用来预测如在福岛严重事故中氢气的产生所带来的后果。因此，需要监管行动来控制事故中的氢气，而且新一代核电站需要配备氢惰化系统。以下介绍现有的对安全壳内氢气的产生以及后续演化的研究成果。

三里岛事故之后，在严重事故中如何缓解氢气聚集和爆炸一直是研究人员思考的问题。这些研究成果是理解氢气的产生以及分析方法发展的基础。

30多年以来，人们对严重事故下的氢气行为进行了大量研究。然而，这些研究并未能缓解在福岛事故中产生并积累起来的大量氢气。这些研究的主要目标是为发展模型和代码提供信息和数据：

2000年，经合组织核能机构向大家做了「反应堆压力容器外的氢气生成研究展望」的报告。在这份报告中，研究人员认为压力容器内部、外部氢气的产生需要同时进行考虑。根据这份报告，最大的不确定性来源于压力容器内熔融的堆芯的再分布

2003-2007年，研究工作集中在核电站的氢气的分布。

2010年，欧洲原子能联盟与俄罗斯研究了不同事故下的氢气行为，和在核电站里降低氢气含量的方法。在此之后，其实验结果与模型被普遍地应用于电站。

2011年，国际原子能机构发布了一份氢气风险缓解报告。报告中对包壳氧化产生的氢气以及堆芯熔融物和混凝土材料的相互作用进行了研究。其中认为最危险的地方来自熔融的锔和混凝土的相互作用及其演化。因此，俄罗斯设计的型号为VVER-1200压水堆采用熔融物搜集器与减压阀用来冷却以及收集熔融的锔。

根据这些结果，氢气产生最主要来自压力容器内部，还需要进一步研究压力容器内关于包壳氧化以及堆芯熔融物质的再分布。

2013年，经合组织核能机构开始了长达4年之久的实验研究，用来采集氢还原系统的数据。重点包括：实际流场情况评估（单相流或两相流中气体作用于安全壳内壁面的应力）；冷却剂、喷淋器与氢复合系统的相互作用及其热效应。2015年Armando等计算了Mark II沸水堆中的氢气浓度。为了降低氢气浓度，他们设计了一套安全壳内通风系统。这套系统会从安全壳内排放压力超负荷的气体，这些气体通常是由氢气、水蒸气、氮气等组成的。在这项研究中，在长时间的电站全场断电的背景下，采用MELCOR代码对安全壳内压力、温度和质量通量进行了计算。随后，采用GASFLOW进行CFD计算得到在通风系统的不同部位的氢气的浓度。根据计算结果，初步估计了在通风管内氢气爆炸的概率。也提供了缓和爆炸的解决方案：1）使用破裂盘；2）在通风系统中充入氮气以隔绝氢气与氧气。

2013年，Sahin 和Sarwar对Chashma的功率为325MWe的核电站的安全壳内氢气浓度分布以及压力分布进行了研究。采用COGAP代码模拟由大缺口的失水事故引起的锆氧化反应。结果显示采用氢复合的方式可以极大的降低氢气浓度。

2016年，Dehjourian等人对两回路压水堆大破口失水事故之后的氢缓解系统做了研究。假定氢气的生成受到锆氧化，熔融物质与混凝土的作用，安全壳内喷淋系统等共同影响。他们采用MELCOR1.8.6进行模拟，使用氢复合系统对氢气进行移除。研究发现氢气的移除速度受到喷淋系统的影响。结论是非能动自催化重组器（PARs）可以作为一种有效的安全保障手段处理大破口失水事故。

Heitsch等评估了CFD代码在预测氢气浓度等的能力。该研究小组先后采用GASFLOW、FLUENT、CFX对Paks核电站进行计算。结果表明FLUENT、CFX需要更为准确的模型对水蒸气在壁面及体内的浓度进行预测，在此基础上，对安全壳内缓和措施进行全面研究才具备可行性。

（未完待续）