核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理探讨
核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理探讨
发表时间：2017-03-28T13:34:57.860Z  来源：《电力设备》2017年第2期作者：王超李兴隆[导读] 随着现代社会不断发展，电能需求量不断增多，相应提高了对发电厂的生产要求。
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（福建福清核电有限公司  350318）摘要：随着现代社会不断发展，电能需求量不断增多，相应提高了对发电厂的生产要求。与传统发电模式相比，核电发电在发电效率及清洁性等方面更具有优势，是未来低碳能源的重要组成。受其发电形式特殊性影响，核电厂对于生产工艺稳定性和安全性有着较高的要求。蒸汽发生器传热管断裂是一种相对常见的核电厂运行事故，威胁着核电厂的正常生产。笔者从事故探测、事故处理等角度，就其事故
运行管理，发表几点看法。
关键词：核电厂；蒸汽发生器；传热管断裂事故；运行管理蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）是一种发生于蒸汽发生器机组的事故，通常表现为传热管两端出现剪切断裂，在核电厂生产运行中较为常见，如美国Ginna核电厂、Surry1核电厂、比利时Tihange核电厂以及日本Mihama核电厂均发生过SGTR事故。如在核电厂生产运行中发生SGTR事故，不仅会影响核电厂正常生产，还可能威胁核电工作人员的生命财产安全，因此从事故检测、处理等环节，全面提高SGTR事故运行管理水平，具有十分重要的现实意义。
一、SGTR探测手段分析
虽然多个核电厂曾发生过SGTR事故，但SGTR整体发生率并不高，因此，加强SGTR事故探测，以及时发现故事发生征兆，并采用科学的措施进行调整，具有重要现实意义。一般情况下，核电厂普遍选用SG二次侧放射性活度检测法，对SG传热管泄漏状态进行判断。以大亚湾核电站为例，该站使用电厂辐射监测系统对内部压水堆核电机组二回路放射性活度进行监测，此系统共分为三个组成部分，分别对应SG排污系统（APG）、凝汽器真空系统（CVI）以及主蒸汽系统（VVP）三个系统进行放射性监测。        APG放射性探测：该部分探测主要借助SG取样管线对SG二次侧放射水平进行检测。其优点是测量范围广泛，适用于停堆工况到满功率工况的任意阶段，并且故障判断较为准确。缺点是泄露状态检测有延时，且无法从放射性对泄露量进行判断；CVI放射性探测：主要借助对冷凝器的放射性探测，判断SGTR事故发生情况。其优点是检测及警报发出迅速，缺点是在主蒸汽隔离阀关闭时无作用，并且无法对泄露率进行准确判断；VVP放射性探测：这种方法主要通过安装于SGVVP管道中的KRT探头实现，任意一个探头都可以完成对γ和16N的探测，进而实现对泄露量的量化探测。其优点是测量灵敏，并且可较准确地判断泄漏量。
二、核电站SGTR事故处理措施分析
（一）运行人员处理措施分析
松下plc如核电站发生SGTR事故，相关运行人员应第一时间遵照事故处理规程，对运行机组进行控制，以限制放射性物质释放和冷却剂流失，进而达到降低事故影响、保障核电厂安全的目的，其主要控制措施如下，处理流程如图一所示：
一、紧急停堆生效确认。紧急停堆操作可快速减低堆芯功率，进而有效降低需借助SG排出的实际功率。另一方面，降低堆芯功率可有效减少反应堆冷却剂从传热管断裂处泄露的二次侧气化，避免对二回路造成更为严重的污染。
二、对事故SG进行隔离。有效、科学的事故隔离可以确保从传热管断裂处泄露的放射性冷却剂处于封闭状态，并通过一系列的后续处理措施终止泄露。
白露的句子短句唯美三、借助主给水系统（ARE）和辅助给水系统（ASG）对堆芯进行冷却。在ASG系统及汽机旁路系统作用下，确保堆芯冷却，直至反应堆温度符合余热排出系统投入工况标准。如ASG系统失效，使用ARE系统对堆芯进行冷却，不必在RRA系统投运前进行充-排冷却。
四，协调一、二回路间的压力。通过相应的科学操作，迅速调整一、二回路间压力，是保障SGTR事故泄漏最低的基础。高压安注泵停运操作及恢复容积、化学控制系统上充操作，均可实现降低一回路压力的目的。
五，通过协调控制SG的APG排污流量，调节二次侧压力，以控制一、二次侧压力平衡。
六，当一、二次侧的压力达到平衡状态，且一回路至二回路的泄露停止进行，则标准进入相对安全的后备状态。此时，故障SG和一回路同时降压过渡至冷停运维修状态。部分工况下可能出现主泵停运的问题，操作人员应启动至少1台反应堆冷却剂泵，以避免出现稀释危险。
（二）操作风险分析
做梦梦到鱼SGTR事故处理操作具有一定的风险性，如操作不当可能导致事故进一步加剧，因此对处理操作风险进行评估，并制定科学的操作风险对策，具有重要的现实意义。
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1、VVP安全阀全开风险分析
发生SGTR事故后，通过APG排污流量对故障SG实际压力进行控制，如此时控制失调，造成VVP安全阀带水排放，且卡在开启位置无法操作，就会造成严重的不良后果。这一状况等同于SG二次侧存在破口，换料水箱内存储的硼酸水会经由安注泵进入堆芯，并通过SG破口进入二次侧，最后由VVP安全阀排入大气。同时受SG二次侧破口影响，安全地坑水量丢失，进而导致安注泵损坏问题。安注泵损坏将直接导致安注功能丧失，致使堆芯冷却剂不断经过VVP破口进入大气，最终造成堆芯裸露、损坏等问题。
2、故障SG压力控制风险
SGTR故障处理过程中，需借助APG向废液排空系统排空时，可能发生以下几点现象：一，如SG液位比U型管高，则水位不断降低，热水逐渐蒸发，实际压力不发生降低变化；二，如SG液位位于U型管顶部，则水位降低均发生于U型管束上，致使蒸汽突然冷凝，故障SG 开始降压。如故障SG与一回路压力过大，泄漏量不断升高，SG水位开始上升直至淹没U型管束，压力不断上升，泄露量逐渐减少。如液位再次降低，就会重复出现上述现象。因此，操作人员必须严格控制APG实际排污流量，实心SG液位快速降低，以防止重复震荡。
针对VVP安全阀故障，应依据事故连续监督过程和极限事故堆芯监视规程进行科学操作，以防止VVP卡开故障；针对SG压力控制风险，应重点控制SG内部蒸汽压力，协调SG与U型管束液位，快速降低SG液位，以避免风险。
结语：
天问歌曲山河令综上所述，SGTR事故是一种相对常见的核电厂运行故障，相关人员应从故障探测、事故处理等方面入手，提高事故运行管理水平，降低事故发生概率，增强事故处理技能水平，以确保核电厂的进一步发展。
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（02）.
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