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秦山二期扩建机组EH油系统运行分析作者：郝征东刘巍楠肖军姚瑜周鹏来源：《科技视界》 2015年第16期郝征东1 刘巍楠2 肖军1 姚瑜1 周鹏1（1.中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300；2.浙江万纳神核机电工程有限公司，浙江海盐 314300）【摘要】本文主要介绍了秦山二期扩建工程汽轮发电机组EH油系统的流程、功能以及系统的运行与控制、主要部件的运行原理以及相关定期试验的执行步骤，使读者对EH油系统的运行原理有一个比较清晰的认识，为更好的运行和维护打下理论基础。
EH油系统是汽轮机控制及保护系统的重要组成部分，它的稳定运行是保证汽轮发电机组安全、稳定运行的前提条件。
【关键词】隔膜阀；有压回油；OPC/AST电磁阀；危急遮断器1 EH油系统功能与组成1.1 功能汽轮机调节油系统向控制汽轮机进汽阀的阀位伺服执行机构和汽轮机超速保护控制器及自动停机脱扣装置提供高压动力油，满足汽轮机在各种运行工况下对高压动力油的需求，包括油量、油压和油温的需求。
本系统是一个单元闭环流动的油系统，阀门执行机构、超速保护控制器和自动停机脱扣装置的排油回流到储油箱中。
1.2 系统组成系统由供油部分、执行机构部分、危急遮断部分组成。
1.2.1 供油部分分为供油装置、自循环冷却系统、油再生系统以及油管路及附件。
1）供油装置供油装置的主要功能是提供控制部分所需要的液压油及压力，同时保持液压油的正常理化特性和运行特性。
由交流马达驱动高压柱塞泵，通过油泵吸入滤网将油箱中的抗燃油吸入，油泵出口的油经过压力滤油器通过单向阀流入和2个高压蓄能器联接的高压油母管将高压抗燃油送到各执行机构和危急遮断系统。
泵输出压力可在0－21MPa之间任意设置。
本系统允许正常工作压力设置在11.0～15.0MPa，额定工作压力为14.5MPa。
油泵启动后，以全流量向系统供油，同时也给蓄能器充油，当油压到达系统的整定压力14.5MPa时，高压油推动恒压泵上的控制阀，控制阀操作泵的变量机构，使泵的输出流量减少，当泵的输出流量和系统用油流量相等时，泵的变量机构维持在某一位置，当系统需要增加或减少用油量时，泵会自动改变输出流量，维持系统油压在14.5MPa。
DOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2022.29.13核电厂事故工况下安全壳内气溶胶行为综合实验台架设计及调试龚培礼1*谷海峰2王辉1孙晓晖1涂扬庚3(1.中国核电工程有限公司,北京100840;2.哈尔滨工程大学,黑龙江哈尔滨150001;3.武汉中宇盛达科技有限公司,湖北武汉430074)【摘要】反应堆严重事故后,安全壳内外产生压差,弥散在安全壳内的放射性气溶胶随着气流经过贯穿件等的微小缝隙进入外界环境。
在目前的事故源项分析中,仅假定安全壳内部的放射性气溶胶和惰性气体随安全壳缝隙内气流以规定的泄漏率向外释放,并未考虑在缝隙内的滞留。
安全壳缝隙对气溶胶的滞留作用研究有助于降低厂外放射性后果的不确定性,因此进行了实验台架的设计、安装,并实现稳态调试,以便后续开展安全壳缝隙对气溶胶泄漏的滞留实验研究。
【关键词】气溶胶;缝隙;滞留;台架设计;调试1背景及研究现状核电厂发生严重事故后，大量的放射性气溶胶释放到安全壳内，通过焊缝、贯穿件以及压力边界裂缝等微小缝隙泄漏至外界环境。
国外大量研究表明，微小通道对气溶胶有很强的滞留作用。
研究安全壳缝隙对气溶胶的滞留作用，优化源项计算分析，有助于缩小厂外应急区并简化应急响应动作，为实际消除大量放射性释放提供重要的技术支持。
目前国内关于放射性气溶胶的研究主要包括安全壳内气溶胶沉积机理[1]、浓度测量[2]、迁移机理[3]、去除[4]、扩散泳[5]等方面。
主要薄弱的地方有安全壳缝隙内气溶胶滞留研究和由于PCS系统引入的换热器表面扩散泳和热泳的对气溶胶输运的影响。
因此，有必要建立实验台架，通过实验和理论研究相结合的方式，开展严重事故源项分析技术优化研究，尤其是安全壳微小通道内气溶胶的滞留作用以及扩散泳热泳对气溶胶输运的影响，以降低源项计算分析中的保守性。
本文对事故工况下安全壳内气溶胶行为综合实验台架的设计进行了描述，并进行了稳态调试，实现了对热工水力环境及参数的精确控制，满足后续开展气溶胶泄漏的滞留实验研究及拓展实验的条件。
Science &Technology Vision科技视界核电厂的安全注入系统在发生LOCA 及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却,带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。
美国西屋公司设计的第三代压水堆型AP1000中,其非能动堆芯冷却系统主要由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成,在脱离了泵、风机等高安全级别的能动安全设备以及冗余的安全交流电源和通风、空调等能动支持系统的设计后,仅利用非能动系统部件的自然规律等实现安全功能。
在设计基准事故下,在事故后72小时内不需要操作员干预或无交流电源的情况下,非能动系统能保证堆芯冷却并维持安全壳的完整性,安全性能大幅提高。
而CPR1000机组的安全注入系统中的高压安注、低压安注分系统都设置了独立系列,由两列交流应急配电系统供电。
中压安注系统则由三个独立系列组成。
CPR1000堆型充分吸收了法国和德国多年核电设计建造和运行经验,有着丰富的运行经验,通过渐进式地模式改进安全设计,提高安全性和可靠性。
1CPR1000安全注入系统概述1.1系统组成RIS 主要由高压安注子系统(HHSI )、低压安注子系统(LHSI )、中压安注子系统(安注箱注入子系统)、4%硼酸溶液再循环回路、水压试验子系统组成。
高压安注子系统包括三台高压安注泵、一个换料水贮存箱(PTR001BA )、一个硼水注入罐、一个硼水注入缓冲罐、二台硼水注入罐再循环泵、相应管道、阀门和仪表组成。
低压安注子系统由两台低压安注泵;一个换料水贮存箱(PTR001BA );二个安全壳地坑;相应的管道、阀门和仪表组成。
再循环工况下,使用H4规程时,可利用EAS 系统的冷却器作为低压安注子系统的组成部分。
中压安注子系统由三个容积为47.7m3的安注罐(RIS001/002/003BA )和其相应的管道、阀门和仪表组成。
图1高压和低压安注子系统高压和低压安注子系统为能动安注子系统,具有足够的设备和流道冗余度,并且配有相互独立的应急电源,即使长期运行期间出现单一能动或非能动故障,仍能确保系统运行的可靠性和堆芯的持续冷却,如图1所示。
姜韶堃，赵罗生，杨志义，等.严重事故下氢气爆燃环境模拟试验［J］.核安全，2020，19（6）：50-53.Jiang Shaokun，Zhao Luosheng，Yang Zhiyi，et al.Simulation Experiments of Hydrogen Deflagration Environments for Severe Accidents［J］.Nuclear Safe⁃ty，2020，19（6）：50-53.严重事故下氢气爆燃环境模拟试验姜韶堃1，赵罗生1，杨志义2，詹惠安1，陶志勇1，赵宁1，丁超2,*（1.中国船舶集团有限公司第七一八研究所，邯郸056027；2.生态环境部核与辐射安全中心，北京100082）摘要：核电厂发生严重事故后，氢气迅速释放，在安全壳空间内快速累积，与安全壳内的空气形成爆燃混合物。
当氢气浓度超过某一阈值时，安全壳内可能发生氢气爆燃。
氢气爆燃会导致安全壳内温度和压力瞬间升高，从而对安全壳内设备造成威胁。
针对严重事故氢气爆燃过程，中国船舶集团有限公司第七一八研究所设计搭建了用于模拟氢气爆燃环境的试验平台，建立了氢气爆燃试验方法，通过试验研究了氢气浓度与氢气爆燃温度之间的关系，找出了氢气爆燃过程中温度在空间和时间上的分布规律，为安全壳内设备可用性验证试验的开展奠定了基础。
关键词：核电厂；严重事故；氢气爆燃中图分类号：X946文章标志码：A文章编号：1672-5360（2020）06-0050-04核电厂发生严重事故后，由于锆包壳与水反应、堆芯冷却剂及水的辐照分解、喷淋及堆芯冷却剂对金属的腐蚀、金属与水蒸气高温反应、碳化硼氧化、堆芯再淹没、堆芯熔融物落入安全壳堆腔与混凝土相互作用等过程的影响或联合影响，氢气大量快速释放，与安全壳内的空气迅速混合。
当氢气累积到一定浓度时，形成易燃易爆气体混合物。
若安全壳内出现火花或电弧，将引发剧烈的氢气爆燃或爆炸现象，从而对安全壳内设备产生巨大威胁。
EPR堆芯严重事故下安全壳内γ辐射水平MCNP模拟与分析曾君;翟良;刘书焕;汪洋【摘要】根据EPR堆芯结构、材料组成及其屏蔽系统设计,建立了EPR堆芯γ辐射剂量率模拟模型.采用MCNP5分别计算了反应堆正常运行工况、堆芯失水及堆芯融化等严重事故条件下安全壳内γ剂量率空间分布,分析对比严重事故、正常工况下安全壳内辐射剂量率分布与设计剂量率限值的差异.研究结果可为预估EPR堆芯事故情况及核事故应急决策提供相关数据参考.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(047)005【总页数】5页(P789-793)【关键词】EPR;严重事故;γ剂量率;MCNP5【作者】曾君;翟良;刘书焕;汪洋【作者单位】西安交通大学核科学与技术学院,陕西西安 710049;苏州热工研究院有限公司,江苏苏州 215004;西安交通大学核科学与技术学院,陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院,陕西西安 710049【正文语种】中文【中图分类】TL329.2核电作为一种清洁、高效的新能源，尚不能完全排除其发生事故的可能性，在能源日渐紧缺和环境问题日益严重的今天越来越受到各国关注。
尽管核电厂有严密的预防措施，以保证核电厂的运行不会对公众及核电厂工作人员造成放射性危害，但当发生超设计基准的地震、海啸等极端自然灾害时，包括初始事件叠加和失效叠加，有可能发生堆芯熔化类的最严重事故。
根据安全壳内辐射水平判断堆芯状况是国际上广泛采用的判断方法，因此，在核电厂发生堆芯熔化等严重事故的情况下，根据核事故反应堆安全壳内的放射性核素浓度和辐射剂量率的时空分布推断堆芯熔化与压力容器、安全壳的可能损坏情况，是核电厂应急响应期间场外后果评价和确定应急防护行动的重要步骤。
在堆芯的辐射水平和屏蔽计算中一般采用点核积分法和蒙特卡罗法。
点核积分法［1］是一种格林函数积分方法，它用积累因子对γ光子的散射贡献进行了修正。
MCNP程序［2］是计算复杂三维几何结构中粒子输运的大型多功能蒙特卡罗程序，可计算中子、光子、中子－光子耦合及光子－电子耦合的输运问题，也可计算临界系统（包括次临界和超临界）的本征值问题。
乏燃料水池氢气风险分析和对策研究周喆;孙婧;周克峰;詹佳硕;冯进军【摘要】福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足，尤其是氢气风险评价方面的不足。
根据IA EA及我国相关法规要求，应对核电厂乏燃料水池发生严重事故后的氢气风险进行评估，并对氢气风险的消除进行对策研究。
本文采用M ELCOR程序建立分析模型，计算研究了乏燃料水池严重事故下的事故进程和氢气产生与浓度分布，评价了厂内氢气风险并定量研究了氢气风险缓解措施。
分析结果表明，氢气风险是存在的。
对补水、喷淋、通风和氢气复合器等缓解氢气风险措施的研究表明，注水和喷淋是可完全消除氢气风险的，但通风和氢气复合器并不能完全消除氢气风险。
消除乏燃料水池严重事故下氢气风险的重点应为保证补水措施有效，对此可提高补水措施的可靠性和阻止乏燃料水池的泄漏。
%The problem of insufficient safety analysis for spent fuel pool was exposed after Fukushima accident ,especially the lack of hydrogen risk analysis .According to the requirement of IAEA and HAD code , the hydrogen risk of spent fuel pool after severe accidents should be evaluated and the strategy of elimination of hydrogen risk should be analyzed .In this work ,the MELCOR code was used to simulate the analyzing model ,calculate the sequence of the severe accident in spent fuel pool and the generation and distribution of hydrogen , evaluate the hydrogen risk and analyze the mitigating measures of hydrogen risk . T he results show that the hydrogen risk exists . T he analysis of mitigating measures for hydrogen risk , which includes water injection , spray , ventilation and hydrogen recombiners , indicates that the water injection and spray can eliminate hydrogen risk ,but theventilation and hydrogen recombiners can’t eliminate hydrogen risk entirely .T hus ,the eliminating hydrogen risk of spent fuel pool after severe accidents should lay emphasis on the effective make‐up water ,which can be realized by improving the reliability of make‐up water and preventing the leakage of spent fuel pool .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)012【总页数】6页(P2224-2229)【关键词】乏燃料水池;氢气风险;丧失冷却;对策研究【作者】周喆;孙婧;周克峰;詹佳硕;冯进军【作者单位】中国核电工程有限公司，北京 100840;中国核电工程有限公司，北京 100840;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL46日本福岛事故暴露了长期以来对乏燃料贮存水池安全研究的不足。
区域治理前沿理论与策略某核电厂辐射监测系统常见故障类型分析及应对措施王伟德中核辽宁核电有限公司，辽宁 兴城 125112摘要：辐射监测系统是评价核电厂核辐射水平的重要依据之一，相关操作人员以及专业维护人员在工作过程中能够通过所发生的故障类型来判断核电厂各种设备的运行情况，以及核电厂全厂的辐射水平。
基于此，下文对核电厂辐射监测系统的故障类型进行了分析，并提出了应对措施。
关键词：核辐射；辐射监测系统；故障类型；应对措施核电厂辐射监测系统，其是核电厂辐射监测的中枢，是保障核电厂系统运行安全以及核电厂工作人员、公众人民以及周围环境辐射安全的重要系统，但在设备维护、维修、管理过程中难免会出现一系列问题。
下面以秦山二期核电站为例，对辐射监测系统(KRT)所发生的典型故障缺陷进行分析并提出应对措施。
一、核电厂辐射监测系统的故障类型分类核电厂辐射监测系统故障类型主要由部件损坏、部件运行不稳定、设备老化、备件质量问题、设备选型问题、机柜设计及电缆选型问题、组态和软件配置问题、闪发报警、取样泵故障等组成[1]。
1通道闪发报警问题闪发报警一般都是随机产生的，因闪发时间短间隔时间长，难以观察到缺陷的表象，无法进行故障定位，给检修带来了极大困扰，即使进行更换部件维修后也难以保证报警不再出现。
2设备老化问题主要集中在1、2号机组设备，因设备到目前运行达到了19年之久，按照电子元器件的设计寿命，都已处在寿后末期。
其原有的元器件均早已停产，目前供货的备件所用的元器件大部分都是库存件或器件替代件，所以备件的可靠性和兼容性上难以得到保障。
3备件质量问题主要原因集中于厂家的产品质量问题，元器件没有经过严格筛选，备件制造过程中质量控制、生产文件及图纸归档不严格等问题，致使现场备件问题比较突出，寿命短、兼容性差、一致性差、工艺水平低等。
4系统工艺问题该故障主要集中于低放水监测仪上，因机组REN系统与KRT仪表取样采用的是等速取样的方式，因化学取样或上游管路堵塞时，均会可能导致REN系统压力高保护信号动作，引起壳内隔离阀压力高保护关闭，影响KRT仪表失去流量而触发了流量故障报警。
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第29卷 第2期 2 0 0 8 年4月V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析邓 坚，曹学武（上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240）摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。
在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。
分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。
关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险 中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A1 引 言在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放到安全壳中[1，2]。
如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接 触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。
释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。
当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。
这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。
针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：“必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施”。
另外，参考美国联邦法规10CFR 规定：①必须提供氢气控制系统以安全地容纳相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气；②在事故期间及以后，相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气均匀分布时的浓度小于10%。
因此，对核电厂进行严重事故下安全壳内氢气浓度分布的计算分析，根据计算结果确定有效的氢气控制措施，对于满足我国核安全法规要求，具有现实的工程意义。
氢气导致的安全壳失效风险与具体的严重事故序列、安全壳类型、体积和隔间结构等许多因素相关。
本文以秦山二期核电厂为分析对象，使用模块化严重事故计算工具——MAAP 程序，对比分析了典型严重事故工况下的氢气产生以及氢气在安全壳内的流动分布情况。
并参考法规要求，初步分析了该核电厂的氢气燃烧风险。
这些分析工作，可为秦山二期核电厂的氢气控制和严重事故管理工作提供一些参考。
2 计算程序本文使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对秦山二期核电厂不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。
MAAP 程序耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，可以模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。
MAAP 程序长期作为压水堆核电站严重事故收稿日期：2007-03-30；修回日期：2007-09-10邓坚等：秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析 79管理(SAM)的主要评价分析工具之一。
3 系统模拟与基本假设3.1 核电厂系统模拟本文模拟的秦山二期核电厂的系统和设备包括：(1)堆芯活性区被划分成7×10(径向×轴向)的结构。
(2)一回路系统：压力容器及其构件、主管道、主泵、稳压器、蒸汽发生器、卸压箱等16个控制体。
(3)秦山二期核电厂的专设安全设施。
(4)安全壳划分成堆腔、环廊、主泵隔间、稳压器隔间、蒸汽发生器隔间、安全壳穹顶等共24个控制容积，控制容积之间共58个连接流道。
(5)对安全壳内的墙壁、楼板以及大型的金属导热构件进行了详细模拟，共100余个导热构件。
3.2 基本假设假定各始发事件均在0时刻发生，大破口失水事故中假定发生冷段双断断裂，小破口失水事故中的破口当量直径假定为0.025 m，破口位置均发生在主泵隔间A内。
由于安全壳中水蒸气的冷凝会增加氢气浓度，计算中不考虑安全壳喷淋系统动作。
同时，本文偏重于事故前期安全壳内的氢气浓度分布现象分析，因此，假定即使达到可燃浓度限值氢气也不会发生燃烧，也不考虑氢气控制系统的缓解效果。
3.3 严重事故序列选择能够导致严重事故的始发事件非常多，在氢气分布计算中，需要选取典型的事故序列作为分析基础。
参考国内外的研究经验[5~8]，本文选取以下3个严重事故序列：①一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统（ECCS）失效(不包括非能动安注箱)事故；②一回路冷段小破口失水(SB-LOCA)叠加ECCS失效事故；③全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效事故。
4计算结果及分析4.1 LB-LOCA严重事故图1为压力容器内/外以及总的氢气产量随事故进程的变化曲线。
在LB-LOCA严重事故中，包壳材料的锆-水(水蒸汽)反应发生很早(300~ 360 s)，初始阶段的氢气产生速率较小，之后反应图1 LB-LOCA严重事故下的氢气产量Fig. 1 Hydrogen Generation of LB-LOCASevere Accident逐渐剧烈，氢气产量速率也逐渐增大。
锆-水反应释放的热量同时加速了堆芯恶化，在大约1050 s，堆芯材料开始熔化，锆-水反应进一步加剧。
1 600 s之后，由于堆芯的熔化坍塌，堵塞堆内流道，而此时压力容器内的冷却剂已几乎流失殆尽，所以锆-水反应变得微弱。
即使在堆芯熔融物掉入下腔室之后(约3 150 s)，产生的氢气量也很小，因为下封头已没有水。
截止至下封头失效(7 720 s)，压力容器内一共产生了201.3 kg氢气。
随后，一部分堆芯熔融物掉入堆腔，并与极少量水和混凝土材料发生反应(MCCI)，产氢速率在0.015~0.07 kg/s之间。
根据秦山二期核电厂的堆芯设计参数，100%锆-水反应的产氢质量为695 kg。
如图1所示，在约312 min，安全壳内氢气质量达到100%锆-水反应的程度。
图2~图4为LB-LOCA严重事故下主要安全壳隔间的氢气浓度随时间的变化曲线。
图2给出了主泵隔间A(破口发生区)的氢气浓度分布情况。
在锆-水反应的开始阶段，破口区间内氢气浓度呈多个峰值，在900 s时峰值可达6.4%，而在1 600 s时产生最大氢气浓度峰值19.2%，该数值与此刻锆-水反应最剧烈相对应(图1)。
此后，由于氢气向周围隔间扩散，而同时压力容器氢气产量很小，所以在1 650 s至压力容器下封头失效(7 720 s)的时间里，破口区间的氢气浓度维持在2.0％上下。
下封头失效之后，破口区的氢气浓度呈缓慢地稳定增长趋势，主要是来自熔融堆芯与混凝土反应释放的氢气。
20 000 s计算终止时，破口区的氢气浓度达到10%。
图3为堆腔区域的氢气浓度分布情况。
在事故发生早期，堆腔氢气浓度增长较快，后来趋于平稳，压力容器失效之前氢气浓度达到3.0%。
压核 动 力 工 程 V ol. 29. No. 2. 200880图2 LB-LOCA 严重事故主泵隔间A 内的氢气浓度分布Fig. 2 Hydrogen Concentration in Reactor Coolant Pump Compartment A of LB-LOCA Severe图3 LB-LOCA 严重事故下堆腔内的氢气浓度分布Fig. 3 Hydrogen Concentration in Cavity ofLB-LOCA Severe Accident力容器失效之后，熔融堆芯与混凝土反应是最主要的氢气产生源，因此，堆腔内的氢气浓度逐渐增加，其增长速率与熔融堆芯与混凝土的反应进程直接相关，总的趋势是前期速率较快，后期较缓慢。
在20 000 s 计算终止时，堆腔内的氢气浓度可达到11.4%。
如图4所示，安全壳穹顶区域的氢气浓度分布与LB-LOCA 事故进程总的氢气产生趋势相似。
穹顶的氢气是由安全壳底部各个隔间内的氢气向上扩散、流动汇聚产生的，在事故早期的1 300～1 800 s ，穹顶区域的氢气浓度增长较快，之后较长时间维持在2.3%左右。
压力容器失效后，穹顶的氢气浓度又缓慢增加，至计算终止时刻20 000 s ，浓度值达到9.8%。
4.2 SB-LOCA 严重事故如图5所示，锆-水反应从约5 700 s 开始 发生，在近3 000 s 时间里，锆-水反应缓慢，产生的氢气很小。
9 000 s 之后，锆-水反应变得十分剧烈，氢气产生量增长很快，这与堆芯材料的熔化过程相关(堆芯在约9 500 s 开始熔化)。
大约 1 1000 s ，在熔融堆芯物质掉入下腔室之后(13 000图4 LB-LOCA 严重事故下安全壳穹顶的氢气浓度分布Fig. 4 Hydrogen Concentration in ContainmentDome of LB-LOCA Severe Accident图5 SB-LOCA 严重事故下的氢气产量 Fig. 5 Hydrogen Generation of SB-LOCASevere Accidents 左右)，会与下封头的水发生反应，产生一定质量的氢气。
但是，下封头的水很快被高温熔融物蒸发掉，而此时冷却剂系统仍然处于较高压力状态，安注箱的冷却剂水无法注入到堆芯。
因此，在熔融堆芯掉入下腔室至下封头失效(15 300 s)的这段时间内产生的氢气质量有限。
截至压力下封头失效，压力容器内一共产生了418.6 kg 氢气。
压力容器外的氢气源项包括两部分：(1)在熔融堆芯掉入堆腔的早期阶段，由于安注箱的水也通过压力容器流入堆腔，因此，高温的熔融堆芯先与堆腔中的水发生淬火反应，产生一定质量的氢气(约55.5 kg)。
MAAP 程序预测到该淬火反应会使熔融堆芯表面冷却成一定厚度的“硬壳”，从而阻止水渗入熔融堆芯内部发生反应。
因此，在15 900 s ～28 700 s 这段时间内，堆腔内几乎没有氢气产生。
(2)在28 700 s 之后，堆腔内的水已经消耗掉，同时熔融堆芯的衰变热又使“硬壳”开始熔化，熔融堆芯从而与混凝土材料发生反应，并释放出氢气。
SB-LOCA 严重事故下达到100%锆-水反应邓坚等：秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析 81产氢695 kg的时间是730 min。
图6给出了主泵隔间A(破口区)的氢气浓度分布曲线。
