毛家祥 刘全友 杨加东 陆永卫 张志阳
（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）
【摘要】压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生后，操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器；对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂的泄漏；及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止蒸汽发生器传热管的泄漏；继续降温降压，将电厂带入最佳状态。处理过程中要力求快速和准确，限制放射性流出物向大气环境的不可控排放，将事故后果降至最低。
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关键词 蒸汽发生器；传热管；破裂；处理
0 引言
压水堆核电厂随着运行年限的增加，蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生的概率逐年增加。已经发生过SGTR事故的压水堆机组有：1976年的美国Surry 1 号机组、1979年的比利时Doel 2号机组、1982年的美国R.E.Ginna电厂、1987年的美国North Anna 1号机组、1988年的美国MC Guire 1号机组、1991年的日本 Mihama 2号机组、1992年的美国Palo Verdo 2号机组、1996年的比利时Tihange电厂等。本文以CP300压水堆核电机组为例，对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）处理进行讨论。
1 事故诱因
蒸汽发生器（SG）传热管管束多，CP300核电机组电功率为300MW，其单台SG传热管多达2977根。传热管管壁薄，只有1.2mm。同时传热管工作环境恶劣，其一二次侧均为高温高压快速流动的冷却剂，且二次侧为两相流体。长年的运行对管壁不断冲刷而造成磨损腐蚀。一二次侧冷却剂为了控制PH值，分别添加了LiOH、N2H4等，SG的汽水分离又造成了二次侧冷却剂中杂质的局部浓缩，这就容易造成传热管的点蚀、缝隙腐蚀和苛性腐蚀。此外传热管还受到应力腐蚀、疲劳腐蚀等的侵害。这些金属的局部腐蚀对蒸发器传热管危害很大，容易造成传热管在运行过程中的失效，且具有难以预测的特点。
2 事故征兆
CP300核电机组的蒸汽发生器、除氧器及凝汽器均设置有辐射监测系统。一旦出现SGTR事故，可能出现的报警和现象有：蒸汽发生器排污水放射性高并可能报警（CB-524）；蒸汽发生器取样水放射性高并可能报警（CB-524）；凝汽器抽气器排气放射性高并可能报警（CB-524）；除氧器排气放射性高；N-16监测仪指示上升（CB-524）。
SGTR会引起一回路冷却剂泄漏，造成一回路水装量的减少，从而引起的报警、现象及自动动作有：容控箱液位下降并可能发“VCT液位低”报警（CB-520）；上充流量增加并可能发“上充泵母管流量高”报警（CB-520）；可能发“稳压器低液位偏差”报警（CB-521）；“SG泄漏率高”报警（CB-524）。上充流量增加；当容控箱液位降到1.25m时，容控箱补给系统动作；蒸汽发生器排污系统入口隔离阀V19-03A/B可能关闭；蒸汽发生器排污系统放射性高到0.37Bq/g时，排污系统阀门V19-12、V19-19切换，将排污水送混床处理；稳压器备用电加热器可能投入。
3 事故处理预期响应
SGTR一旦被确认，操纵员应首先关注一回路水装量和SG二次侧放射性水平。增加上充流量以维持稳压器液位，并确保上充流的硼浓度与主系统硼浓度一致，避免硼化或稀释使工况更加复杂。取样分析SG二次侧放射性水平。如果蒸发器排污系统没有自动隔离，确认排污液通过混床处理，根据需要投入第二组混床。对一回路冷却剂的泄漏率进行计算，通过确定的主系统泄漏率，以指导后续的行动。
若突破了运行限制条件，依照相应的退防准则，电站须降模式运行。当一回路冷却剂泄漏率大于0.227m3/h，则根据技术规格书的要求，应在4小时内使泄漏率降低到限值以内，否则在以后的6小时内电站至少到中间停堆A价段，在以后30小时内到冷停堆；取样分析蒸汽发生器排污水放射性水平，当碘剂量当量比活度达到2.7Bg/g或总β大于14.8Bg/g时，则在6小时内电站至少到中间停堆A价段，在以后30小时内到冷停堆。
同时电厂管理要求，机组在模式1，2，3，4A和4B下，稳压器水位低于其正常运行范围下限（2.3m）以下；或蒸汽发生器传热管破损辐射监测系统（R26）的有效读数超过0.227 m3/h，且时间超过5分钟；或二回路系统比活度大于2.7×103 Bq/kg等效I-131当量比活度，此时电厂应进入应急待命状态。
在模式1，2，3，4A和4B下，发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故并导致专设安全设施动作，操纵员执行应急运行规程（EOP），对专设的动作情况确认完毕后，依据事故征兆，对故障蒸汽发生器加以识别、隔离,首先终止蒸发器对环境大气的直接排放，随后对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂通过故障蒸发器向二回路的泄漏，及时终止安注系统向堆芯的补给流量，平衡一、二次侧压力，防止故障蒸汽发生器二次侧的满溢，后续继续降温降压，将电厂带入最佳状态。
4 重点关注
反应性可控、堆芯冷却及放射性的有效包容作为核电厂核安全基本要素，在事故处理的过程中，须被优先重点关注。
核电厂进入事故工况，首先应对反应性进行干预和控制，将堆芯的核裂变降低至尽可能低的水平，控制燃料芯块的释热率，减小堆芯热点因子，从源头上降低冷却系统的热负荷，为确保堆芯几何尺寸和冷却剂通道的完整性创造条件。控制的目标就是将反应堆引入次临界，并保证足够的次临界度，具体来讲，须向反应堆引入足够的负反应性，来满足反应堆停堆深度的要求。方式一将反应堆控制棒全部落入堆芯，方式二紧急向堆芯注入浓硼酸。同时终止向堆芯引入正反应性的活动，如停止汽轮发电机组、禁止稀释、防止冷却剂过冷等。
堆芯冷却的目的是将堆芯所产生的裂变热、衰变热及各部件的显热能够有效的导入最终热阱，避免热量在堆芯的聚集，确保燃料芯块及燃料包壳在其设计工作温度限值内。这就需要有足够流量的一回路冷却剂流经堆芯，为了保证冷却的有效性，冷却剂在堆芯不能发生偏离泡核沸腾，将热量从堆芯导出。同时须有对一回路冷却剂进行冷却的途径和手段，与之相关的有蒸汽发生器的水位及给水流量、设冷水系统及海水系统等。
核电厂发生SGTR事故，放射性有效包容受到的挑战最大。此时一回路压力边界完整性遭到破坏，具有放射性的一回路冷却剂直接进入蒸发器二次侧，在隔离故障蒸汽发生器前随着蒸汽进入二回路，对二回路设备及人员造成污染，可能伴随二回路除氧器排气、凝汽器抽汽排气、大气释放阀或安全阀的动作、相应管道、阀门的疏水而向大气环境扩散，造成放射性的局部失控排放，对公众和环境带来负面影响。若是泄漏持续时间长或是破管程度严重，造成SG满溢，则会导致更大程度的放射性污染。
为了减轻对环境的放射性后果，在SGTR事故的处理过程中，对策执行的快速性和准确性至关重要。事故发生后立即识别故障的SG并加以隔离，关闭对应蒸汽管路的主蒸汽隔离阀，终止对故障SG给水的供应，调高故障SG对应大气释放阀的定值。这对确保第三道屏障的完整性，限制放射性的扩散有着直接影响。随后在确保安全的情况下，要对主系统快速冷却，在保证过冷度的情况下，尽快降压。不断减小一回路冷却剂向二回路的泄漏量，减缓二次侧放射性水平增长，限制一回路冷却剂的丧失，保证一回路冷却剂水装量，最终确保对堆芯的有效冷却，防止堆芯恶化；减缓故障SG二次侧蒸汽压力的升高，防止故障SG二次侧通过大气释放阀向大气多次排放；主系统压力下降以后，条件满足时及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止一回路冷却剂向二次侧的泄漏。
5 结论
在压水堆核电厂运行寿期中后期，SGTR事故是发生概率较高的设计基准事故，但其与电厂在运行过程中对蒸汽发生器的养护也有着直接的关联，二次侧水质的控制、设备运行限制条件的遵守、大修期间设备的保养、传热管的专项检查及堵管等良好实践对SGTR事故预防起到积极作用。
SGTR事故有着难以预见和突发的特点，事故处理的过程对事故的缓解及最终后果有着重大影响，开展事故分析，明确处理的优先次序及对关键点的理解和把握，对事故处理意义重大。
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参考文献
［1］杨文斗,主编.反应堆材料学[M].北京:原子能出版社,2000,10.
［2］秦山核电厂最终安全分析报告[Z]
［3］秦山核电厂运行规程[Z].
［责任编辑：杨玉洁］