核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故處理研究

王豐景

【摘? 要】基于對(duì)核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故處理的探討研究，論文從核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故與干預(yù)操作，以及事故預(yù)防措施兩方面入手，對(duì)核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故處理的關(guān)鍵點(diǎn)進(jìn)行分析，希望能夠?yàn)橛嘘P(guān)人士提供幫助。

【關(guān)鍵詞】核電廠;蒸汽發(fā)生器;傳熱管;破裂處理

【Abstract】Based on the research of the treatment of heat pipe rupture accident in steam generator of nuclear power plant， starting from the aspects of steam generator tube rupture accident and intervention operation， as well as accident prevention measures， the paper analyzes the key points of the treatment of the steam generator tube rupture accident in the nuclear power plant， hoping to provide some help for the relevant people.

【Keywords】nuclear power plant; steam generator; heat transfer tube; rupture treatment

1 引言

對(duì)于國(guó)家各方面的發(fā)展而言，核電廠絕對(duì)是不可忽視的重中之重，但由于核電廠運(yùn)行的特殊性比較強(qiáng)，極易由于設(shè)備破損等問(wèn)題導(dǎo)致嚴(yán)重的安全事故。因此，本文以核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故為例展開(kāi)深入探究，希望能夠在提高核電廠運(yùn)行安全性的基礎(chǔ)上，促進(jìn)我國(guó)整體更好的發(fā)展。

2 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故與干預(yù)操作

2.1 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故概述

蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故（蒸汽發(fā)生器SGTR），簡(jiǎn)單來(lái)講即為蒸汽發(fā)生器中傳熱管出現(xiàn)的雙端剪切斷裂情況，通常情況下，蒸汽發(fā)生器SGTR的特殊性與復(fù)雜性都比其他類似事故更強(qiáng)，主要表現(xiàn)為以下兩點(diǎn)：首先，蒸汽發(fā)生器SGTR事故中已損壞的蒸汽發(fā)生器可能會(huì)出現(xiàn)滿溢現(xiàn)象，導(dǎo)致安全閥或者二次側(cè)大氣釋放閥被打開(kāi)，此時(shí)安全殼旁通的機(jī)率也會(huì)增大，進(jìn)而直接將放射性物質(zhì)向大氣排放;其次，蒸汽發(fā)生器SGTR事故出現(xiàn)次數(shù)相對(duì)較多，自20世紀(jì)中后期至今已超過(guò)10起。

2.2 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故干預(yù)關(guān)鍵點(diǎn)

蒸汽發(fā)生器傳熱管在運(yùn)行過(guò)程中出現(xiàn)的泄漏，基本上可歸納為以下三種：

①泄漏量未超過(guò)相關(guān)技術(shù)規(guī)范限值，操縱員需注重對(duì)蒸汽發(fā)生器運(yùn)行動(dòng)態(tài)，以及一回路系統(tǒng)工作參數(shù)的實(shí)時(shí)監(jiān)督，也要密切關(guān)注泄漏問(wèn)題是否嚴(yán)重化，但此時(shí)電廠仍可正常運(yùn)行。

②泄漏量高于相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)限值，但比化容系統(tǒng)補(bǔ)給水平低，在化容系統(tǒng)自動(dòng)調(diào)節(jié)功能的作用下，上充流量能與冷卻劑損失相平衡，不會(huì)出現(xiàn)停堆現(xiàn)象;操縱員可對(duì)冷卻劑泄漏情況、二回路放射性以及蒸汽發(fā)生器水位進(jìn)行仔細(xì)觀察，若確定為蒸汽發(fā)生器SGTR則必須及時(shí)手動(dòng)降功率停堆，最大程度上避免高功率緊急停堆出現(xiàn)。

③化容系統(tǒng)補(bǔ)給水平處于泄漏量之下，在穩(wěn)壓器壓力下降的情況下自動(dòng)停堆，再由穩(wěn)壓器低壓力觸發(fā)安注系統(tǒng)。無(wú)論采取何種停堆方式，在停堆后都必須先終止泄漏，將放射性物質(zhì)擴(kuò)散范圍盡可能縮減。與此同時(shí)，核電廠操縱員還應(yīng)做好以下幾點(diǎn)干預(yù)工作：確定蒸汽發(fā)生器故障后有效隔離;確保一回路壓力盡快下降，使其等于故障蒸汽發(fā)生器的壓力;及時(shí)終止安注，為泄漏最終終止奠定基礎(chǔ)。

3 預(yù)防核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故的具體措施

3.1 隔離故障的蒸汽發(fā)生器

第一，操縱員需確保主蒸汽隔離閥有效關(guān)閉;第二，將蒸汽引出管大氣釋放閥的壓力定值調(diào)高，但注意最高不能超過(guò)此蒸汽管線上安全閥的定值;第三，確認(rèn)排污隔離;第四，以25%～50%為標(biāo)準(zhǔn)控制蒸汽發(fā)生器液位，輔助給水也需結(jié)合實(shí)際情況及時(shí)停止。若只是按照死板的規(guī)章流程處理，在不觀察故障蒸汽發(fā)生器液位的情況下，盲目關(guān)閉主蒸汽隔離閥，就極易由于冷卻劑不斷側(cè)漏而導(dǎo)致快速溢滿。基于此，操縱員在關(guān)閉主蒸汽隔離閥之前，必須要減少故障蒸汽發(fā)生器中的冷卻劑，并盡早停止故障蒸汽發(fā)生器輔助給水[1]。

3.2 避免停主泵

首先，在蒸汽發(fā)生器SGTR事故出現(xiàn)后的短時(shí)間內(nèi)，操縱員必須將主系統(tǒng)快速冷卻，進(jìn)而達(dá)成減少泄漏的目的，此時(shí)若主泵停止，原本的強(qiáng)迫循環(huán)就會(huì)被自然循環(huán)代替，進(jìn)而嚴(yán)重阻礙主系統(tǒng)冷卻，導(dǎo)致泄漏時(shí)間延長(zhǎng)。

其次，壓力容器頂蓋部位在停主泵之后，會(huì)由于不能流動(dòng)而無(wú)法冷卻，受到持續(xù)泄漏的影響，主系統(tǒng)壓力也在不斷降低，此時(shí)一旦停泵，頂蓋部位冷卻劑就會(huì)快速閃蒸，進(jìn)而為后續(xù)的操作帶來(lái)更大的困難。

最后，在主泵停止后，主系統(tǒng)降壓就需通過(guò)卸壓閥來(lái)實(shí)現(xiàn)，但實(shí)際上卸壓閥回座失效概率很大，與正常噴淋的方法相比較來(lái)講效果也并不是很好，在需要反復(fù)開(kāi)啟的情況下，穩(wěn)壓器卸壓箱爆破膜破裂而導(dǎo)致安全殼受到污染的機(jī)率也會(huì)增大。

4 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故處理的關(guān)鍵點(diǎn)

4.1 對(duì)事故進(jìn)行探測(cè)診斷

為及時(shí)發(fā)現(xiàn)蒸汽發(fā)生器SGTR事故與故障蒸汽發(fā)生器，以便對(duì)其進(jìn)行有效隔離，操縱員可結(jié)合實(shí)際情況，從以下三種探測(cè)方式中選擇：①主蒸汽系統(tǒng)出口N16放射性探測(cè);②凝汽器真空系統(tǒng)放射性探測(cè);③蒸汽發(fā)生器排污放射性監(jiān)測(cè)。

4.2 事故處理中的問(wèn)題與解決方案

4.2.1 振蕩與波動(dòng)

在排空故障蒸汽發(fā)生器的時(shí)候，若其中液位已降至U型管束，就會(huì)由于一回路水的溫度低于故障蒸汽發(fā)生器中的水溫，導(dǎo)致水位在每降低一階段后，在管束附近形成蒸汽冷凝，此時(shí)故障蒸汽發(fā)生器壓力會(huì)突然降低，一回路與二回路壓差距也會(huì)增大，在泄漏增加的同時(shí)，故障蒸汽發(fā)生器水位反而會(huì)隨之上升，進(jìn)而將U型管束重新淹沒(méi)。如此不僅會(huì)使降壓工作更加困難，還有可能引發(fā)水位與一、二回路壓力的波動(dòng)與振蕩，若想有效處理這一現(xiàn)象，操縱員可參考以下措施。

第一，故障蒸汽發(fā)生器需通過(guò)APG排污達(dá)成降壓的目的，同時(shí)由于蒸汽發(fā)生器U型管束頂部，通常情況下都處于窄量程范圍下限大致60mm的位置，所以在窄量程下限處加大APG排污的力度，能促進(jìn)降壓速率加快。第二，除上述需加大排污的位置之外，其他位置的排污必須合理控制，如在管束處于裸露狀態(tài)時(shí)，故障蒸汽發(fā)生器會(huì)在蒸汽冷凝的作用下壓力驟減，因此應(yīng)將排污速率控制在1.5MPa/h。第三，離開(kāi)窄量程后需快速使一回路降壓，這是減少泄漏的重要措施，避免壓力回到水位下降前的水平[2]。

4.2.2 泄漏量過(guò)大

若想有效減少一回路向二回路的泄漏，那么一、二回路壓力的平衡性必須得到保證，且需要操縱員及時(shí)發(fā)現(xiàn)事故，在初期盡快降壓。操縱員需明確意識(shí)到，在降壓時(shí)不能因?yàn)榧庇趯⒎磻?yīng)堆控制在標(biāo)準(zhǔn)狀態(tài)，而使壓力平衡時(shí)間被延遲，這是導(dǎo)致一回路總泄漏量增大的主要原因。操縱員在終止泄漏之前，也應(yīng)將降RCP壓力至故障蒸汽發(fā)生器壓力的方式優(yōu)先考慮，此過(guò)程可采取正常噴淋與輔助噴淋，來(lái)達(dá)成降低一回路壓力的目的，同時(shí)操縱員還應(yīng)使用其他沒(méi)有破損的蒸汽發(fā)生器，使一回路能夠在56℃/h最大速度下降溫。

4.2.3 主蒸汽安全閥無(wú)法有效閉合

若出現(xiàn)主蒸汽安全閥無(wú)法有效閉合的情況，操縱員可先觀察安注泵是否失效，若仍可正常運(yùn)行，則可將SOP規(guī)程作為根據(jù)使一回路的溫度與壓力下降，在使一、二回路壓力真正平衡的同時(shí)，充分發(fā)揮冷卻劑的作用，為堆芯安全提供更高保證;如果在主蒸汽安全閥無(wú)法有效閉合的情況下，安注泵也失效，則可通過(guò)應(yīng)急補(bǔ)水的方法處理一回路;使用H4管線上的臨時(shí)補(bǔ)水管線，確保移動(dòng)式泵組與臨時(shí)接管的有效連接，在從換料水箱或附近水源取水后，由操縱員使用臨時(shí)泵把水向一回路打入，最終實(shí)現(xiàn)一回路補(bǔ)水的目的;操縱員也可以使用PSGTR水箱向一回路補(bǔ)水，若水箱內(nèi)的水全部耗盡，可從消防車等水源處取水[3]。

5 結(jié)語(yǔ)

綜上所述，在核電廠實(shí)際運(yùn)行的過(guò)程中，相關(guān)人員應(yīng)確保做好各方面的防護(hù)，盡可能避免發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故，但若傳熱管已經(jīng)出現(xiàn)破裂現(xiàn)象，相關(guān)人員就必須根據(jù)實(shí)際情況，采取有效措施并落實(shí)處理，在最大程度上降低事故帶來(lái)的損失與危害。隨著時(shí)代的不斷發(fā)展，國(guó)家與社會(huì)各界對(duì)核電廠運(yùn)行的關(guān)注度也越來(lái)越高，此時(shí)相關(guān)人員必須要進(jìn)一步提升對(duì)每個(gè)關(guān)鍵點(diǎn)的重視程度，才能在將事故出現(xiàn)幾率降到最低的基礎(chǔ)上，促進(jìn)國(guó)家、社會(huì)和諧穩(wěn)定的發(fā)展。

【參考文獻(xiàn)】

【1】張仕玉.核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故處理策略分析[J].河南科技，2019（7）：49-50.

【2】郭城.核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故運(yùn)行管理[J].核動(dòng)力工程，2013，34（2）：107-110.

【3】熊偉，杜曉超.后福島時(shí)代核電專業(yè)發(fā)展現(xiàn)狀分析[J].中國(guó)電力教育，2013（05）：93.