引言：
        2011年3月日本福岛核电站由于地震引发氢气爆炸导致核泄漏发生，从而加强了核工业界对核电站中氢气安全和控制的重要性的认识．2012年国家能源局全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发项目，开展对包括核电厂氢气的分布及控制等方面的研究，以促进提高核电安全性．同年，国务院批复《核安全与放射性污染防治“十二五”规划2020年远景目标》明确强调：“对在严重事故下用于缓解事故的设备和系统的可用性以及可能发生的氢气爆炸进行评估、并根据评估结果实施相应改进”和“完善严重事故下安全壳 或其他厂房内消氢系统的分析评估，并实施必要的改进”． 
    一、氢气导致核事故的原因
    氢气可燃性--Hydrogen flammability：
    氢气破坏安全壳的风险主要取决于总的氢气浓度，大量的氢气聚集在安全壳容器空隙里在局部产生很高的氢气浓度并超过可燃界限，导致氢气燃烧甚至爆炸，将危及安全壳完整性，使放射性物质释放到环境中。
    二、氢气来源
    压力容器内部氢气来源：
    ?锆合金氧化过程中的氢气产生
    ?钢氧化过程中的氢气产生
    ?B 4C氧化过程中的氢气产生
    ?再淹没和淬火过程中的氢气产生
    ?堆芯熔融过程中的氢气产生
    ?燃料和冷却剂相互作用过程中的氢气产生
    安全壳内部氢气来源
    ?水的辐照分解
    ?腐蚀反应
    ?铀与蒸汽或水的反应
    ?熔融堆芯与混凝土的反应
    ?碎片与空气的反应
    三、严重事故下氢气燃烧及爆炸研究
        核电站发生严重事故时，会产生大量氢气，氢气的燃烧包含有很多不同的物理现象，如爆燃、爆炸、火焰加速和爆燃至爆轰的转变(DDT)．当发生严重事故时伴随着氢气的大量产生，安全壳内还有大量的水蒸气和空气.所以，安全壳内可燃性氢气-水蒸气-空气混合物的燃烧特性及点火条件将是研究的重要内容．由于全尺寸的氢气-水蒸气-空气混合物的燃烧实验费用高且危险性极大，所以针对核电站内严重事故下的氢气混合物燃烧的数值模拟越来越重要．湍流燃烧的模拟本身就是非常复杂的，其过程包含大量的相互作用的子过程，如湍流与化学反应．同时，由于尺度的变化，在直接模拟中安全壳的湍流燃烧仍然是一个艰巨的挑战.针对核电站严重事故下氢气燃烧危害性评估工具有两类：一类为集总参数法，一类为CFD方法．目前，国际上可以用于模拟严重事故过程中氢气燃烧现象的集总参数工具有法国的TOUNS Lp、德国的COCOSYS[2s]、美国CONTAINL和MELCORE，以及日本的Muphi-Burn等.集总参数法中模拟爆燃的模型为经验模型(empirical models)和现象模型(phenomenological models)．经验模型中燃烧时问和燃烧效率都是依据经验设定，并没有基于火焰传播的任何分析．而现象模型是复杂的流体动力学和化学计算与经验模型的折中．该模型中的火焰传播速率基于简化的火焰形状和燃烧速度经验公式．由于集总参数法无法模拟局部流场、局部湍流以及两者对燃烧速率的影响，所以集总参数方法不能预测安全壳内负载的细节．集总参数方法只能模拟火灾速度不超过100～200m／s的低速燃烧区域．相对于集总参数法，CFD方法可提供更加细节的信息．模拟安全壳内氢气爆燃过程的有两类模型： 一类基于化学反应模型，另一类基于“林火”(forest fire)模型．在CFD代码中基于化学反应模型方法应用最为广泛，其可以归结为两种方法：一种方法较为简单，主要采用直接建模的平均化学反应求解平均 的守恒质量分数方程(涡破碎模型(eddy break up model)和涡耗散模型(eddy dissipation concept model)；另一种为更加复杂和精确的方法，采用 层流小火焰模型和概率密度函数求解输运方程．一些全尺寸反应堆安全壳内氢气燃烧模拟代码采用“林火”模型，该模型包含代表有效燃烧率或者有效湍流燃烧速度的全局常量和燃烧开始时间的假设．针对安全壳内氢气爆轰现象，模拟代码必须采用有效的算法处理冲击波的不连续性和梯度差．
    为了研究氢气燃烧机理以及发展数值分析工具，国际上进行了大量系列实验．按照实验设施的尺度，可以分为3类：第1类为小尺度设施，如CHANEL，DRIVER，TORPEDO和RN()_Delft系列实验．该类实验为分析工具提供验证数据，采用更加精良的测量技术研究氢气燃烧机理．第2类为中等尺度实验设施，如桑迪亚国家实验室在加热的爆轰管(heated detonation tube)中研究氢气-空气-水蒸气混合物和氢气-空气混合物的良性燃烧区域.第3类为大尺度实验设施，如加拿大的大尺度通风燃烧测试设施(LSVCTF)，德国的巴特尔安全壳模拟设施(Battelle)，德国的PHDR设 施，日本的NUPEC大尺度燃烧测试实验设施，以及俄罗斯的RUT设施．
    四、严重事故下氢气分布研究
    目前用于分析核电站严重事故时氢气分布的分析工具主要有3类：第1类为系统型代码，如 MAAP，MELCOR，ASTEC等．该类代码包含了压力容器内外事故的各类现象，如堆冷却系统和压力容器的热力学响应、堆热上升、堆芯熔化、 裂变产物泄漏和传输、安全壳被加热、熔融的堆芯与 混凝土相互作用等．第2类为集总参数代码，如 COCOSYS，CONTAINE，GOTHIC等．此类代码是分析氢气分布和氢气风险及其缓解分析的常用工具，此类代码基于控制体内的热工水力变量， 如流体密度、浓度和温度，控制方程忽略空间上的
    差异，只包含变量的时间变化，以此来描述安全壳内的传输过程．第3类为CFD(计算流体动力学) 代码，如GASFI，OWE，CFXE29I，FLUENTE3等．相对于集总参数代码，计算流体力学代码考虑了流体参数的空问变化并且求解了各个离散点的动量方程．上述3类代码都有各自的优点和缺点.
    针对核电严重事故时的氢气分布，国际上进行了大量的实验研究，主要包括：①大型干式安全壳氢气分布实验，如德国的HDR实验设施，日本 NUPEC实验设施和荷兰的Battele模拟实验设施；②针对冰冷凝安全壳氢气分布实验，相关设施主要为芬兰的VICTORIA设施．上述实验及测试设备均针对集总参数代码的可靠性，而对于精确度更高的CFD代码却无法验证．为了评估CFD代码和集总参数代码在安全壳内热力学方面的预测能力，特别是预测失水事故和严重事故条件下的能力，NEA(Nuclear Energy Agency)进行了ISP-47 系列实验，该系列实验主要有TOSQAN测试实验设施、MISTRA测试实验设施、ThAI测试实验设施和PANDA测试实验设施．总体而言，现阶段的研究方法还存在一些不足： 如集总参数代码对氢气释放阶段和强烈分层现象的局限；CFD代码目前并未得到较为全面的验证；同时凝结过程的模拟、湍流的模拟以及与两者相关的壁面处理方面仍然需要继续发展．实验方面，水蒸气的影响和低密度气体射流等方面(针对压水堆安全)还需进一步研究.
    五、目前有关氢气的预防及治理措施
    目前国内已运行的压水堆预防和缓解氢气燃爆的措施包括：提前预混惰性气体（主要是氮气）、事故后混合惰性气体（无应用实例）和采用非能动氢气复合器。当前应用最为广泛的氢气控制措施是非能动的氢气复合器，在严重事故情况下，局部区域氢气浓度快速升高，需要辅以蒸汽惰化措施来防止可能产生的氢气燃爆。AP1000核电厂氢气主要从自动泄压系统第 4 级阀门和反应堆冷却剂系统破口处向反应堆厂房释放。如果发生堆芯熔融物熔穿压力容 器的严重事故，堆芯熔融物与混凝土反应也会产生大量氢气。 AP1000 安全壳事件树分析中假设如果反应堆压力容器失效，则安全壳将失效，因此，氢气燃烧对安全壳完整性影响的评价只考虑反应堆内的产氢。AP1000 设计上有防止熔融物熔穿压力容器的措施。
     如大亚湾核电站针对严重事故中的氢气风险控制，在严重事故缓解设施的电厂工程改造中，一是考虑增加堆坑淹没系统，以避免或缓解熔融堆芯与混凝土的相互作用（MCCI），达到控制氢气产生量的目的；二是考虑在安全壳内安装一定数量的氢气复合器，对安全壳内产生的氢气实施消除，使严重事故工况下的安全壳氢气浓度将至安全限值内，以避免氢气爆炸的风险。
    参考文献：
    黄咸家，涂然，易建新，等《核电站火灾安全研究的主要科学问题》．中国科学技术大学学报，2013，43(11)：959-966．
    《严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析》方立凯，陈松，周全福  (上海核工程研究设计院堆芯设计室，200233)
    《Analysis of steam and hydrogen distributions with PAR mitigation in NPP containments》P. Royl , H. Rochholz , W. Breitung , J.R. Travis , G. Necker