核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析

张仕玉

摘 要：本文对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的运行过程进行了分析，针对事故处理过程中的难点、要点给出了建议措施，有助于运行操纵员清楚事故原理、谨慎操作，保证核电厂的安全、稳定运行。

关键词：蒸汽发生器传热管破裂;SGTR;一回路应急补水

中图分类号：TL353.13 文献标识码：A 文章编号：1003-5168（2019）07-0049-02

Abstract： This paper analyzed the operation process of heat transfer tube rupture accident treatment of steam generator in nuclear power plant. Suggestions and measures were given for the difficulties and key points in the process of accident treatment， which would help operators to understand the accident principle， operate cautiously and ensure the safe and stable operation of nuclear power plant.

Keywords： steam generator tube rupture;SGTR;RCP emergency water

1 概述

蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）是指在蒸汽发生器中传热管发生双端剪切断裂的事故，与其他设计基准事故相比，SGTR事故具有复杂性和特殊性[1]。

①SGTR可能旁通安全壳。破损蒸汽发生器可能发生满溢，造成二次侧大气释放阀或安全阀打开时，可旁通安全壳，放射性物质直接排放在大气中。

②SGTR发生频率相对较高，自20世纪70年代以来已发生十余起SGTR事故。

2 核电厂SGTR事故运行处理策略

为了应对SGTR事故，核电厂编制了相关事故处理规程，本文以蒸汽发生器传热管大破口事故为例进行分析。

2.1 事故探测和诊断

为了尽早探测出SGTR事故和快速发现故障SG以便进行隔离，设置了3种探测手段，分别为：①SG排污（APG）放射性监测;②主蒸汽系统（VVP）出口N16放射性探测;③凝汽器真空系统（CVI）放射性探测。

2.2 运行人员事故处理方案

当发生SGTR后，运行人员需要掌握防止放射性物质不可控的原则，按照事故规程进行正确的干预，使机组达到安全停堆状态[2]。

①识别破损SG并将之隔离。

②用完好SG尽快冷却一回路，以恢复过冷度，再利用稳压器喷淋降低一回路压力，使之与已被隔离的破损SG的压力相等，终止破口泄漏，达到受控状态。

③根据一回路水装量和过冷度等及时停止高压安注泵，并切换至上充状态。

④通过APG继续使破损SG降压，通过完好SG冷却一回路，并使一回路降压，直至达到余热排出系统连接状态，实现安全停堆。

2.3 事故处理过程中的问题和解决方案

在发生SGTR事故时，需要操纵员进行干预才能达到安全停堆状态。在人为干预的过程中，可能会由于人员的失误或其他问题造成事故恶化。

2.3.1 降压太慢导致总泄漏量过大。减少一回路向二回路的泄漏，需要平衡一、二回路的压力，要求在事故处理初期尽快降压。如果降压时操纵员为了维持反应堆在标准状态限制内，会延迟达到压力平衡的时间，导致一回路向二回路总泄漏增加，一回路水过度丧失。

实际上在泄漏终止前，操纵员应优先考虑把RCP压力降到破损SG的压力，用正常喷淋和辅助喷淋给一回路降压，并结合完好的SG以56℃/h的最大速度给一回路降温（水位收缩也可使一回路降压）。

2.3.2 一回路误稀释。为了减少一回路向二回路的泄漏，需要平衡一、二回路的压力，但是如果操纵员降压时使一回路压力低于二回路，会使二回路纯水进入一回路，导致堆芯误稀释。

操纵员在执行规程的过程中，要特别注意压力平衡并不是压力完全相等，要时刻注意压力的波动。降压时需要将一回路压力降到RCP压力

2.3.3 双汽腔导致的震荡和波动。在SGTR事故的处理过程中，需要用APG给故障SG降压时，由于故障SG中水为饱和的水和蒸汽，且与一回路联通，相当于一回路的另外一个稳压器，即双汽腔现象。

在排空故障SG时，当故障SG液位降低到U型管束时，因为一回路水比故障SG中水更冷，水位的每次降低都会将管束附近的蒸汽冷凝，故障SG压力骤降，一、二回路压差变大，泄漏增加，从而导致故障SG水位上升，重新淹没U型管束，压力上升，泄漏减少。这种情况不仅使降压更加困难，还会导致一、二回路压力和水位的重复震荡、波动，所以必须采取一定的缓解措施来减少震荡。①破裂SG的降压通过APG排污实现，由于SG的窄量程范围的下限约60mm处为SG的U型管束顶部，因此，在窄量程范围内加大APG排污，可加快降压速率。②当离开窄量程下限时，必须減小排污流量，管束裸露时，蒸汽冷凝导致故障SG压力加速下降，调节排污速率使降压速率保持在1.5MPa/h。③在离开窄量程时，需要对一回路快速降压，可减少泄漏，避免二回路蒸汽闪蒸后压力恢复到水位下降前的水平，但是需要注意一回路压力不能低于二回路压力，建议保持在低于一回路0.2MPa。

2.3.4 故障SG的主蒸汽安全阀卡开。SGTR发生后，需要利用APG排污流量控制故障SG的压力和水位，一旦控制不力，会导致VVP安全阀开启，相当于SG二次侧出现破口。由于一回路水从故障SG中排出，在换料水箱水用完之后，安全壳地坑中并没有水，这将导致低压安注泵损坏，从而丧失安注功能。若安全阀卡开，需要操纵员采取有效的措施。

①若出现主蒸汽安全阀卡开，但是安注泵没有失效前，可根据U1规程实现一回路的降温降压，尽早平衡一、二回路的压力，避免冷却剂的丧失，保证堆芯安全。

②若出现主蒸汽安全阀卡开，安注泵失效，可采用一回路应急补水进行处理。

③通过安注和安喷相连的H4管线上的临时补水管线，将移动式泵组连接到临时接管，利用安注、安喷管线从换料水箱或其他临时水源取水，通过临时泵加压将水打入一回路，实现一回路补水。

④若PTR水箱可用，则通过PTR水箱向一回路补水，当PTR水箱内水耗尽时，通过消防车从其他水源进行取水，再打入PTR水箱;若PTR水箱不可用时，可用消防车在各补水源取水，固定一台消防车在临时补水接管处充当临时水箱，通过临时泵直接向一回路注水。

3 结论

核电厂在设计上采用了较为先进的探测方式，编制了较为完善的事故处理规程，通过操纵员规范地执行事故规程，采取相应的处理措施，能够保证机组的安全。但是，由于M310堆型的局限性，在处理SGTR事故时，需要操纵员进行主动干预才能使机组达到安全状态。本文通过深入阐述在该事故操作的难点，有助于操纵员清楚事故现象背后的物理原理、小心谨慎操作，保证能够从容应对SGTR事故，提高驾驭机组的能力。

参考文献：

[1]郭城.核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理[J].核动力工程，2013（2）：107-110.

[2]何晓强.蒸汽发生器传热管断裂的运行规则（A3）B CFC[Z].中国核动力设计院，2010：11.