AP1000核電站SGTR事故分析

胡青松

SGTR（蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂）事故是考慮一根蒸汽發(fā)生器傳熱管完全破裂時發(fā)生的事故狀況。蒸汽發(fā)生器是壓水堆核電站一回路和二回路的交匯點(diǎn)，假設(shè)事故發(fā)生時處于功率運(yùn)行，一回路冷卻劑內(nèi)含有技術(shù)規(guī)格書內(nèi)規(guī)定允許的有限數(shù)量的燃料棒破損情況下連續(xù)運(yùn)行產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物。由于帶有放射性的冷卻劑由破口流入二次側(cè)，這將導(dǎo)致二回路系統(tǒng)的放射性增加。如果在事故期間核電廠喪失廠外電源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性將通過蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥排至大氣中。由此可以看出，在發(fā)生SGTR事故時，一回路內(nèi)的放射性物質(zhì)將直接旁通一回路壓力邊界和安全殼兩道安全屏障進(jìn)入外部環(huán)境而對核電站周圍環(huán)境產(chǎn)生影響。因此，SGTR事故是壓水堆核電站的基本設(shè)計基準(zhǔn)事故之一，在核電站的設(shè)計中，必須考慮在發(fā)生SGTR事故時，在有操縱員干預(yù)和無操縱員干預(yù)的情況下事故的發(fā)展過程。在操縱員的模擬機(jī)培訓(xùn)過程中，對SGTR事故的處理也是非常重要的一項(xiàng)培訓(xùn)內(nèi)容。在本文中，將對AP1000核電站SGTR事故在有操縱員干預(yù)和無操縱員干預(yù)的情況下SG防溢滿的過程分析。

對于極不可能的操縱員未采取恢復(fù)操作措施的事故工況，AP1000核電廠設(shè)置了多個保護(hù)系統(tǒng)和非能動設(shè)計措施，可以自動終止SG傳熱管泄漏和穩(wěn)定RCS（反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）。在SGTR事故下，CVS（化學(xué)和容積系統(tǒng)）的注入流量將維持一次側(cè)向二次側(cè)的破口流量，破損SG二次側(cè)水位因破口流量的集聚而升高。最終，破損SG水位將達(dá)到寬量程高-2水位整定值，該整定值接近于窄量程水位范圍的上限。AP1000保護(hù)系統(tǒng)自動提供多個安全相關(guān)措施，降低RCS溫度和壓力，以終止破口流量和蒸汽向大氣的排放，并將RCS穩(wěn)定在安全狀態(tài)下。這些安全相關(guān)措施包括投入PRHR熱交換器、停運(yùn)CVS泵和穩(wěn)壓器電加熱器，隔離啟動給水。投入PRHR熱交換器將堆芯衰變熱傳至IRWST（內(nèi)置換料水箱）以降低RCS溫度和壓力。停運(yùn)CVS泵和穩(wěn)壓器電加熱器可減小RCS系統(tǒng)的壓力回升，這將使得主回路系統(tǒng)壓力與二次側(cè)壓力相平衡，從而有效地終止一次側(cè)向二次側(cè)的破口流量。停運(yùn)CVS泵后，當(dāng)需要提供堆芯硼化時仍可由CMT（堆芯補(bǔ)水箱）持續(xù)注入，關(guān)閉CVS泵并不會影響到系統(tǒng)的安全性。隔離啟動給水可防止啟動給水控制系統(tǒng)失效，該失效可能會導(dǎo)致破損SG滿溢。隨著衰變熱由PRHR熱交換器的移出，SG大氣釋放閥的蒸汽排放將終止，并且SG二次側(cè)的水位保持穩(wěn)定。

在SGTR事故下，操縱員可以診斷出事故，并執(zhí)行恢復(fù)操作措施，以穩(wěn)定核電廠狀態(tài)和終止一次側(cè)向二次側(cè)的泄露。核電廠應(yīng)急操作規(guī)程給出了有關(guān)SGTR事故操縱員的恢復(fù)操作措施。操縱員的主要操作措施如下：

1） 識別破損SG：可以通過某臺SG窄量程水位非預(yù)期的上升，或者由任一主蒸汽管道監(jiān)測器、SG排污管道監(jiān)測器或SG取樣的某個放射性高報警指示，識別破損的SG。

2） 隔離破損SG：一旦確定破損SG，將首先采取隔離破損SG的蒸汽流量、終止該SG的給水流量等恢復(fù)操作措施。

3） 利用完好SG或PRHR系統(tǒng)實(shí)施RCS降溫：完成破損SG隔離后，盡可能快地將RCS降溫至低于破損SG壓力對應(yīng)的飽和溫度。這將為下一步使RCS降壓至破損SG壓力提供足夠的RCS過冷度。

4） 實(shí)施RCS降壓，以恢復(fù)反應(yīng)堆冷卻劑裝量：當(dāng)完成降溫操作措施后，CVS和CMT注射流量將使得RCS壓力逐漸升高，直到破口流量與總得注射流量達(dá)到平衡。因此，這些流量必須中止或加以控制，以終止一次側(cè)向二次側(cè)的泄露。然而，首先必須保持足夠的反應(yīng)堆冷卻劑裝量。這包括足夠的RCS過冷度和穩(wěn)壓器裝量，以便在終止注射后維持可靠的穩(wěn)壓器水位指示。由于在終止注射后一次側(cè)的泄露仍在繼續(xù)，直到RCS和破損SG的壓力相平衡。所以RCS降壓使其具有足夠的裝量，以保證壓力平衡后穩(wěn)壓器水位仍在范圍內(nèi)。

5） 停止向RCS的注入流量，以終止一次側(cè)向二次側(cè)的泄露：在先前的操作中，建立足夠的RCS過冷度、二次側(cè)熱阱和足夠的冷卻劑裝量以確認(rèn)不再需要注射流量。當(dāng)完成這些操作時，將停止CMT和CVS注射流量，以終止一次側(cè)向二次側(cè)的泄露。注射流量停止后，一次側(cè)向二次側(cè)依然有泄露，直到RCS和破損SG的壓力達(dá)到平衡。通過控制CVS上充和下泄流量、穩(wěn)壓器電加熱器、以及利用完好SG或PRHR熱交換器移出堆芯衰變熱，可防止RCS壓力回升和泄露至破損SG再次開始。

6） 隨著注射流量的終止，核電廠狀態(tài)逐漸穩(wěn)定，并且一次側(cè)向二次側(cè)的泄露終止。此時，操縱員將執(zhí)行一系列操作措施，準(zhǔn)備將核電廠降溫至冷停堆狀態(tài)。這些操作措施將取決于核電廠系統(tǒng)的可用性以及核電廠進(jìn)一步維修和運(yùn)行計劃。

SGTR事故分析結(jié)果表明：滿溢保護(hù)邏輯和非能動系統(tǒng)設(shè)計措施可為防止SG滿溢提供保護(hù)。在SGTR事故下，操縱員可識別并隔離破損SG，實(shí)施必要的操作措施，并在SG發(fā)生滿溢之前終止一次側(cè)向二次側(cè)的破口流量。即使假定操縱員不干預(yù)，AP1000核電廠保護(hù)系統(tǒng)和非能動設(shè)計措施將會觸發(fā)自動的響應(yīng)措施，可終止SG傳熱管得泄露，并將RCS穩(wěn)定在安全狀態(tài)，同時防止SG發(fā)生滿溢。