安全壳内的氢气风险是引起核电厂安全壳失效的重要因素,尤其是在福岛事故之后,引起了更加广泛的关注。由于氢气风险很大程度上依赖于核电厂的设计,因此,本文针对大型先进非能动压水堆(LAPPWR),研究其严重事故下的氢气风险与控制。通过利用一体化程序建立LAPPWR模型,分析其典型严重事故下的氢气源项与风险控制,讨论严重事故缓解策略对氢气风险的影响,研究乏燃料厂房由于安全壳卸压引起的输入性氢气风险,以优化LAPPWR核电厂氢气风险控制策略。本文的主要研究内容与结论包括:(1)以大功率先进非能动压水堆为研究对象,利用一体化程序建立耦合反应堆冷却剂系统(RCS)与安全壳的分析模型,细化安全壳大空间节点划分,通过对比分析,讨论细化节点对氢气流动分布的影响,表明细化节点能够模拟安全壳内蒸汽/空气的混合与分层现象。通过满功率计算、与AP600&AP1000事故序列分析的关键参数及热工水力现象的对比,说明所建模型的可靠性。引入浮力对流模型以模拟浮力对于氢气流动分布的影响,通过典型严重事故序列分析,讨论浮力对流模型对安全壳内氢气流动计算的影响。通过与三维计算流体动力学(CFD)程序的比分析,表明浮力对流模型能够模拟安全壳大空间的氢气分层现象,与CFD程序符合较好。(2)选取典型严重事故序列,研究LAPPWR核电厂严重事故下由于不同产氢速率、不同氢气释放位置而产生的隔间之间的氢气流动分布特性。在氢气源项分析的基础上,分析氢气控制系统对安全壳氢气风险控制的有效性,表明LAPPWR现有的氢气控制系统能够有效控制严重事故下的氢气风险。针对福岛事故后核安全局要求各电厂进行氢气控制的改进,对增加PAR台数应对氢气风险的能力进行了分析,表明增加PAR台数能够提高核电厂应对安全壳氢气风险的能力。(3)研究了安全壳外部喷淋对氢气风险控制的负面影响。开发了LAPPWR核电厂严重事故管理导则(SAMG)的氢气可燃性判断辅助计算(CA),作为分析安全壳内氢气风险判断的基础。进而,研究了非能动安全壳冷却系统(PCCS)不同流量对氢气风险控制的影响,表明:以50%流量开启PCCS,能够维持安全壳压力,且内部环境处于惰化状态,定量给出了控制安全壳压力实现缓解安全壳氢气风险、平衡安全壳冷却与氢气风险导则之间的矛盾的建议,能够为技术支持中心(TSC)制定相关缓解策略提供参考,提高SAMG的可执行性。(4)防火喷淋系统(FPCS)是非能动核电厂SAMG中严重事故缓解措施的备选系统。参考AP1000核电厂FPCS系统设计,将相关系统参数直接应用于LAPPWR核电厂,对该系统的正面作用与负面效应进行了评价。从氢气风险的角度出发,提出了严重事故缓解中可采用的最小喷淋流量,在实现短期的安全壳降温降压的同时,不会在极端工况下引起安全壳失去惰化而带来氢气风险的负面效应,为SAMG中FPCS的实施提供流量参考,实现策略最优化的实施。(5)福岛事故后,乏燃料厂房的输入性氢气源项导致的风险也引起了广泛关注。对于LAPPWR核电厂,通过正常余热排出系统(RNS)向乏燃料水池卸压是实施安全壳卸压策略的一种方式,但是,安全壳卸压过程中,氢气随着水蒸气排入乏燃料厂房,会带来潜在的氢气风险。通过建立乏燃料厂房隔间模型,耦合安全壳分析,研究典型严重事故序列下输入性氢气源项可能带来的乏燃料厂房内的氢气风险,表明,在安全壳内氢气控制系统有效的情况下,通过安全壳卸压不会引起乏燃料厂房内明显的氢气积聚;在氢气控制系统失效的情况下,有可能使乏燃料厂房出现一定的氢气风险。提出了实施安全壳卸压策略的优化建议,以降低由于卸压引起的乏燃料厂房氢气风险。