AP1000核电厂发生严重事故时,如果冷却剂丧失,反应堆堆芯得不到足够的冷却,堆芯燃料元件和结构材料在燃料衰变热的作用下,温度将持续上升。高温下,锆合金包壳将与水或水蒸气发生强烈的放热氧化反应,所产生的大量氢气将通过主回路压力边界破口处释放到安全壳中,如果这些氢气在安全壳内大量聚集,将会直接威胁到安全壳的完整性。因此,在严重事故情况下,必须采取措施应对安全壳内的氢气风险。目前,AP1000核电厂主要是采用氢气点火器和非能动氢气复合器的方式来直接消除安全壳内氢气。首先,本文以反应堆冷却剂系统(RCS)主管道发生LOCA事故叠加重力注射失效作为初始事故工况,采用一体化严重事故分析程序对AP1000核电厂在严重事故下的氢气源项敏感性作了系统的分析,得到严重事故下氢气总产生量和氢气释放速率受破口尺寸和破口位置的影响。然后,基于对氢气源项的敏感性分析和目前西屋公司采用的氢气缓解措施(氢气点火器+非能动氢气复合器)布置方案,选取1#蒸汽发生器(SG)隔间内的RCS主管道发生L-LOCA叠加重力注射作为严重事故工况,采用GASFLOW程序对AP1000核电厂在严重事故下氢气的扩散行为、氢气的体积分数和氢气风险等进行了数值分析。研究表明：氢气流动的主要路径为“1#SG源项隔间→安全壳穹顶空间→底部隔间”,并且在安全壳内形成明显的层状分布；氢气点火器和非能动氢气复合器能够在氢气大量释放阶段消耗掉大部分氢气,可以有效降低安全壳内各隔间的氢气浓度,但1#SG源项隔间仍具有燃爆转变的风险,各隔间内的火焰加速的风险可以基本排除。但是,点火器消除氢气时会释放出大量的热量,并且点火器的消氢量越多,放出的热量也越多,容易造成局部温度过高,应该采取相应的措施来防止局部温度过高影响隔间内其他设备。最后,假定核电厂的两组氢气点火器均失去电源,非能动复合器功能正常。初始事故工况选取RCS主管道发生L-LOCA叠加重力注射失效,本节提出了采取事故后惰化方案来缓解安全壳内的氢气风险,同时研究惰化气体注入种类、惰化气体注入位置、惰化气体注入速率和惰化气体开始注入时间等因素对惰化效果的影响。研究表明,事故后惰化的气体为C02,并且采用气态的方式注入安全壳内；在事故后惰化的过程中,必须向安全壳内注射足够质量的CO2确保安全壳处于完全惰化的状态,以确保达到降低安全壳内氢气风险的目的；惰化气体注入的位置考虑在氢气源项破口附近偏下部比较适宜,惰化气体的气流加强了氢气在安全壳内的扩散与混合,降低了安全壳内的局部氢气浓度；惰化气体开始注射的时间不宜过晚,也不宜过早。惰化气体开始注射的时间应提前于氢气释放高峰阶段,而惰化气体结束注射的时间应推后于氢气释放高峰阶段,同时应当选取一个合适的注入速率来确保惰化气体注入的持续时间。