核电站蒸汽发生器传热管破裂事故研究及响应.doc

核电站蒸汽发生器传热管破裂事故研究及响应 陈军 （福建宁德核电有限公司，福建福鼎355209） 【摘要】伴随着世界核电的发展，核电站的安全问题开始受到越来越多人的关注。核电站蒸汽发生器传热管破裂作为核电站可能发生的典型事故，在发生之后如果处理不当，有可能导致放射性外泄的风险。因此，了解核电站蒸汽发生器传热管破裂的事故原理，并熟悉其处理手段便显得尤为重要，着重介绍了蒸汽发生器传热管事故的原理、处理方法和事故当中的应急响应。 关键词核电站；蒸汽发生器传热管；sop规程；应急响应 1压水堆核电厂原理简介 核燃料在反应堆压力容器里发生裂变反应，利用主泵驱使一回路冷却剂流经蒸汽发生器在一回路内进行强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外。蒸汽发生器设有传热管，一回路的高温水在传热管内流动，加热传热管外部的二回路给水，二回路给水被加热后达到饱和，其产生的蒸汽进入汽轮机，成为汽轮机旋转的动力源，汽轮机带动发电机旋转向外电网发电。被汽轮机利用完的蒸汽会在凝汽器里被冷凝，冷凝的冷源海水，被冷凝后的水经给水泵又被打入蒸汽发生器中与一回路水进行热量交换，从而完成循环。 2蒸汽发生器传热管破裂事故简介 蒸汽发生器传热管破裂（SGTR），包括一根传热管破裂和多根传热管破裂，也包括导致轻微连续泄漏的裂纹。所以它关系到第二道屏蔽失去完整性，导致一回路与二回路间联通，出现从一回路向二回路的泄漏，所以二回路将被具有放射性的一回路水污染。另外，应当关注，传热管破裂的蒸汽发生器产生的蒸汽已经污染，在紧急停堆前被送往汽机，然后直接到凝汽器或大气，这可能导致第三道安全屏障被旁路。 2.1蒸汽发生器传热管破裂事故的产生原因及设计上的预防和监测手段 可能引起蒸汽发生器传热管断裂的主要原因如下： （1）传热管承受机械的和热的应力； （2）二回路水产生腐蚀，特别是由于管板处的沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及传热管发生裂纹； （3）一回路水产生的腐蚀； （4）紧缩效应（支撑管板的缝隙由逐渐长大的腐蚀产物所淤塞，并引起蒸汽发生器的传热管收缩）。 为了纠正这些弊病并减少蒸汽发生器传热管断裂的风险，采取了以下预防措施： （1）采用高韧性材料的传热管； （2）二回路水的化学处理，目的是避免传热管腐蚀； （3）改进管束底部流动情况（缩小低速区）； （4）防止蒸汽发生器的给水进水直接冲刷管束； （5）蒸汽发生器设有支持板限制振动，从而使与一根损害的传热管相邻的传热管发生破损的可能性微乎其微； （6）改变U形管的隔板几何形状（以缩小传热管与管板之间的接触面积）； （7）在管板的全部高度上都胀管。 蒸汽发生器传热管破裂的监测有三种手段： （1）由主蒸汽供应系统上的放射性探头检测蒸汽发生器产生的蒸汽是否带有反射性； （2）由R.E.N（反应堆核取样装置）在蒸汽发生器的排污回路内，连续地测量放射性，采用上述两种方法有可能确定受影响的蒸汽发生器； （3）测量从凝汽器中抽出的不凝结气体的放射性。 2.2蒸汽发生器传热管破裂事故的风险 （1）这个事故的主要后果是一回路水污染了二回路。如果再加上凝汽器不可用，同时故障蒸汽发生器压力控制不当，导致排大气阀门开启，则受污染的蒸汽将会排向大气，这将导致第三道安全屏障被旁路，放射性直接向大气排放。 （2）如果破口较大控制不当，会导致故障蒸汽发生器和蒸汽管道充满水，由水排放的放射性比蒸汽排放的大得多（质量流量更大），液态放射性排放更危险。 （3）蒸汽发生器的安全阀带水操作可能造成它们卡在开启的位置上，从而使得反射性持续释放。 （4）正像所有的一回路失水事故那样，SGTR也具有使堆芯冷却不足的风险。 （5）故障蒸汽发生器隔离以后，泄漏的方向可能倒转。于是就有由于一回路水被二回路水稀释，造成一回路水硼浓度减小的风险。 3事故状态下主控人员的分工及行动 3.1事故状态下主控人员分工 一二回路操作员：执行一二回路SOP规程（基于状态导向法），控制和监测一二回路和安全壳状态；管理核蒸汽供应系统功能一二回路部分的不可用； 协调员（机组长）：执行协调员规程监控一二回路的机组状态，如果需要，在协调员规程帮助下，与一回路操纵员重新定位程序执行点；通过操纵员控制主要操作的实现；确保与其它部门的联系；执行值长/安工商议后要求的行动；了调整运行值的工作负荷，在各种可能的操作方法中，安排那些优先要做的；如果需要，协调员会比操纵员更精细地监测重要系统的可用性；管理支持功能的重新投运； 值长/安全工程师：执行SPE规程，根据机组的物理状态，确保与安全相关的各项行动得以实现；执行安全系统和安全壳系统的监测；能够要求执行与安全相关的重要行动；根据应急程序向应急指挥部建议当前的应急等级； 3.2蒸汽发生器传热管破裂事故下的保护行动 首先，在设计方面，已采取一些预防措施，避免故障蔓延。 虽然不存在专门针对这个事故设计的保护系统，但有一定数量的操作，能够限止事故的后果，这些操作起初是自动的。 自动保护信号包括： （1）稳压器压力低报警； （2）根据稳压器压力低信号，产生紧急停堆，紧急停堆引起汽机脱扣； （3）安全注入系统起动，它在稳压器压力极低时发生；由此导致蒸汽发生器的正常给水停止，并起动辅助给水系统。 事故发生后，主控室操纵员依据相应的报警或者技术规范程序的要求，会进入SOP规程进行事故控制，SOP规程要求操纵员不断对主控状态的判断后采取相应的手段控制事故，主要的控制策略为： （1）识别并隔离故障蒸汽发生器； （2）控制一回路降压，减少并消除泄漏； （3）当一、二回路压力趋于平衡时，采用一二回路同步降压的方式将反应堆后撤至安全的状态。 4蒸汽发生器传热管破裂事故下的应急响应 以上的行动主要是针对机组本身的行动，为此核电站需要设立相应的厂内外应急行动计划。厂内外应急则不仅考虑了机组的情况，还考虑到了厂内外人员和环境的保护，是事故后的另外两道重要的安全屏障。 当核电站发生事故时，为便于判定应急规模和组织应急行动，根据核电站可能发生的核事故的性质、特征、后果（或可能后果）的严重程度，将应急状态由低到高分成应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急四个级别，这与国际惯例及我国核安全法规的要求是一致的。在事故状态下，根据应急状态分级初始条件由相应的授权人批准进入各级应急状态。 当核电厂出现导致或可能导致核事故的异常事件时，核电厂营运单位应根据应急计划规定的应急状态分级初始条件和情况进行检查核实，经确认后初步判断应急状态等级，进而决定应急响应的启动。 以下以发生了蒸汽发生器传热管破裂事故为例，说明应急响应的启动流程： 事故发生，运行人员在进入事故规程后，一般每进入一本新的事故规程（标志着事故状态可能改变），都会有提示要求值长确认应急等级，值长此时会收集相应的机组信息，再比对应急程序中的相应条款是否满足，如果满足，则会建议应急指挥部进入相应的应急等级，在蒸汽发生器传热管破裂事故发生后，在应急启动程序中，值长依据相关判据建议相应的应急等级。 应急指挥部在得到值长的建议后，根据应急规程，经讨论后，会决定是否进入相应的应急等级，如果要求进入，则会由应急