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核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统（PHTS）模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列，从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发，对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明：严重事故下随着堆芯冷却恶化，排管容器内发生锆水反应而产生氢气，排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用，随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干，排管容器蠕变失效