壓水堆核電廠安全單元12蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故及冷卻劑裝量增加

壓水堆核電廠安全蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故

冷卻劑裝量增加事故：蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故一、事故概述1.事故定義指由于蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂所造成的冷卻劑喪失速率超過(guò)冷卻劑補(bǔ)給系統(tǒng)正常補(bǔ)水能力的冷卻劑裝量減少事故。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故只考慮一臺(tái)蒸汽發(fā)生器單根傳熱管完全斷裂。2.與小破口失水事故的區(qū)別蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故是失水事故的一種特殊情況，從一回路裝量減少的立場(chǎng)來(lái)看，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故的嚴(yán)重性完全可以用小破口失水事故來(lái)包絡(luò)。但從放射性釋放和操縱員干預(yù)的立場(chǎng)上來(lái)看，則又與小破口失水事故完全不同。12.1蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故這主要表現(xiàn)在：1）小破口失水事故僅失去一回路雎力邊界完整性，放射性釋放被包在安全殼內(nèi)；而SGTR故意味著同時(shí)失去一回路壓力邊界的完整性和安全殼的完整性，放射性物質(zhì)旁通安全殼而直接釋放到環(huán)境；2）小破口失水事故在30分鐘內(nèi)不要求操縱員干預(yù)，而SGTi~事故則簧求操縱員必須盡快干預(yù)，據(jù)此，對(duì)SGTR事故的分析，重點(diǎn)應(yīng)放在放射性釋放和操縱員的干預(yù)上．關(guān)于SGTR事故的分析，包括對(duì)奴射性釋放的保守的FSAR分析和對(duì)操縱員干預(yù)過(guò)程的現(xiàn)實(shí)分析。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故3.區(qū)分LOCA和SGTR事故與LOCA相比，SGTR事故有如下幾個(gè)特征現(xiàn)象：（1）事故前后安全殼儀表指示沒(méi)有變化

在SGTR事故中，沒(méi)有一回路或二回路液體進(jìn)人安全殼，不會(huì)出現(xiàn)異常的安全殼壓力、溫度、濕度、輻射水平或地坑水位。安全殼工況正常與否是區(qū)分SGTR事故與其他失水事故或安全殼內(nèi)二回路系統(tǒng)管線破裂的一個(gè)標(biāo)志。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（2）破損SG水位、給水流量異常

傳熱管破裂后，一回路冷卻劑通過(guò)破口進(jìn)入破損SG二次側(cè)會(huì)引起破損SG二次側(cè)壓力和水位增加及蒸汽流量和給水流量失配。停堆后，全部SG水位都會(huì)先降出窄量程范圍，接著由于輔助給水系統(tǒng)的投人，全部SG水位又都會(huì)恢復(fù)到窄量程范圍．破口流量的存在使得破損SG重建水位需要較小的輔助給水流曩，如果補(bǔ)入所有SG的輔助給水流量都一樣，則破損SG的水位會(huì)比其他SG快。接著破損SG需要更多的輔助給水節(jié)流，進(jìn)而造成破損SG的水位和輔助給水流量與完好SG有明顯的差異．破損SG水位偏高．輔助給水流量偏低．這一特征不僅可以用來(lái)區(qū)分SGTR事故和其他失水事故。還可用來(lái)鑒別破損SG。失水事故中，各SG的水位和給水流量不會(huì)有顯著差別。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（3）冷凝器排氣和SG排污取樣系統(tǒng)輻射水平異常

SGTR事故中最具特征的癥狀是SG二次側(cè)的冷凝器排氣和SG排污取樣系統(tǒng)的放射性鑒測(cè)指示異常，輻射水平偏高。在輻射水平達(dá)到它們的整定值后，會(huì)給出高放射性警．這對(duì)區(qū)分SGTR事故和其他LOCA是特別有用的。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故二、FSAR分析方法

由于從一回路裝量減少和堆芯淹沒(méi)的立場(chǎng)來(lái)看。SGTR事故已經(jīng)被小破口失水事故所覆蓋。因而，F(xiàn)SAR中的SGTR事故分析重點(diǎn)是放射性后果分析。放射性后果分析是以一回路到二回路的質(zhì)能傳遞和到環(huán)境的質(zhì)能釋放為基礎(chǔ)的，通常分兩步進(jìn)行，第一步是進(jìn)行帶放射性的物質(zhì)釋放到環(huán)境的質(zhì)量和能量計(jì)算，通常采用系統(tǒng)分析程序，如RETRAN程序進(jìn)行：第二步再計(jì)算釋放到環(huán)境的放射性劑量，采用專用放射性分析程序，如SGTR程序計(jì)算。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故

質(zhì)能釋放分析中，是以獲得最大的一回路到二次側(cè)的泄漏和最大二次側(cè)到環(huán)境的釋放為出發(fā)點(diǎn)，即凡使質(zhì)量排放更多，滿溢更早的假設(shè)都是保守的，主要保守假設(shè)有：（1）單根傳熱管雙端斷裂，破損傳熱管可以從集總傳熱管中分離出來(lái)單獨(dú)模擬，也可不分離而只用集總管模型，破口面積取2倍的傳熱管截面積。（2）破口流量采用MOODY模型計(jì)算，MOODY噴放系數(shù)取1.0。（3）操縱員在事故發(fā)生后30分鐘內(nèi)不動(dòng)作。（4）取穩(wěn)壓器低壓或超溫ΔT為停堆信號(hào)，停堆同時(shí)失去廠外電源，主泵失電惰轉(zhuǎn)；停堆后主給水延遲終止，輔助給水偏早投入。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（5）取穩(wěn)壓器低—低壓信號(hào)為安注信號(hào)，設(shè)置值考慮正偏差，動(dòng)作不延遲。（6）安注系統(tǒng)和輔助給水系統(tǒng)不設(shè)單一故障，所有泵全容量投入運(yùn)行。（7）反應(yīng)堆初始運(yùn)行于滿功率工況，功率加正偏差，穩(wěn)壓器壓力加正偏差，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力考慮負(fù)偏差，SG二次側(cè)初始水量取大，主給水流量取大。（8）允許穩(wěn)壓器電加熱器在條件滿足時(shí)運(yùn)行，但噴淋不動(dòng)作。（9）考慮SG釋放閥的作用，開(kāi)閥設(shè)置值偏低選取。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故三、分析結(jié)果傳熱管破裂后，穩(wěn)壓器出現(xiàn)低壓和低水位報(bào)警，上充泵流量增加以試圖補(bǔ)償穩(wěn)壓器水位。在二次側(cè)，由于破口流量加人，SG給水流量會(huì)降低，導(dǎo)致蒸汽流量與給水流量失配。由于反應(yīng)堆冷卻劑裝量的喪失，RCS降壓，將導(dǎo)致穩(wěn)壓器低壓停堆信號(hào)或超溫ΔT停堆信號(hào)發(fā)生，停堆后的電廠冷卻導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位快速下降，不久由穩(wěn)壓器低一低壓觸發(fā)安注信號(hào)。安注信號(hào)自動(dòng)終止正常給水，啟動(dòng)輔助給水系統(tǒng)和安注系統(tǒng)投入。蒸汽發(fā)生器排污監(jiān)測(cè)和冷凝器乏氣輻射監(jiān)測(cè)儀表報(bào)警表明二次系統(tǒng)放射性劇增，并自動(dòng)終止SG排污。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故RCS壓降蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故反應(yīng)堆停堆自動(dòng)使汽輪機(jī)脫扣。若廠外電可用，蒸汽排放閥打開(kāi)，允許蒸汽排向冷凝器。在停堆導(dǎo)致廠外電喪失的情況下(即FSAR分析中假定的情況)，蒸汽排放閥自動(dòng)關(guān)閉以保護(hù)冷凝器。蒸汽發(fā)生器壓力快速上升，使得蒸汽通過(guò)SG安全閥或釋放閥排人大氣。SG蒸汽流量最初是一常數(shù)，停堆停汽機(jī)后，蒸汽流量大大降低，緊接著在SG壓力達(dá)到安全閥或釋放閥開(kāi)啟設(shè)置值時(shí)又快速增加，隨后又開(kāi)始下降。停堆后，輔助給水和安注硼水(來(lái)自換料水箱)的不斷注人為帶去衰變熱提供了熱阱，安注流量導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位增加，其速率取決于正在運(yùn)行的輔助設(shè)備的數(shù)量。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故穩(wěn)壓器水位蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故一回路冷卻劑溫度蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故SGTR不僅后果嚴(yán)重，也是要求操縱員立刻干預(yù)的事故，若操縱員處理不及時(shí)或不當(dāng)，極易造成破損SG滿溢。一旦出現(xiàn)SG滿溢。則可能導(dǎo)致事故升級(jí)，因?yàn)闈M溢將使：（1）排放到環(huán)境的放射性大大增加；（2）使主蒸汽管道充水，從而危及其完整性；（3）水從SG的釋放閥及安全閥排出時(shí)，易導(dǎo)致這些閥門卡開(kāi)。由于滿溢的嚴(yán)重威脅，因而對(duì)SGTR的干預(yù)應(yīng)兼顧兩個(gè)方面，既要防止系統(tǒng)水量過(guò)多而引起的滿溢，也要防止系統(tǒng)水量過(guò)少而導(dǎo)致堆芯損壞，這使得SGTR干預(yù)的應(yīng)急操作規(guī)程較為復(fù)雜。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故操作員干預(yù)動(dòng)作：（1）必須正確診斷事故，并確定是哪一個(gè)SG發(fā)生熱管破裂。在診斷中主要可依據(jù)：SG高水位及蒸汽、給水流量不匹配蒸汽管道16N放射性報(bào)警冷凝器抽氣系統(tǒng)放射性報(bào)警SG排污系統(tǒng)放射性報(bào)警根據(jù)安全參數(shù)顯示系統(tǒng)報(bào)警（2）手動(dòng)關(guān)閉破損SG的隔離閥，調(diào)高破損SG的釋放閥開(kāi)啟設(shè)定值（3）利用完好SG，實(shí)施RCS降溫（可不必限制降溫速率）蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（4）利用正常穩(wěn)壓器噴淋或輔助噴淋，使RCS降壓（5）利用穩(wěn)壓器釋放閥使RCS降壓（注意在降壓過(guò)程中保持熱管段20華氏度欠熱度）（6）在穩(wěn)壓器水位恢復(fù)，熱管段欠熱度得到保持的情況下，停止或減少高壓安注的注入（7）在有廠外電源的情況下，可不停主泵，以加速利用完好SG使RCS降溫。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故SGTR事故的現(xiàn)實(shí)分析現(xiàn)實(shí)分析與保守分析最主要的差別在于有操縱員的干預(yù)行動(dòng)。由于手動(dòng)動(dòng)作或者運(yùn)行設(shè)備的動(dòng)作差別以及不同電廠設(shè)計(jì)和不同的破口尺寸，電廠狀態(tài)在時(shí)間上會(huì)有所差異，因此現(xiàn)實(shí)分析中給出的結(jié)果都消去了時(shí)間刻度，而只強(qiáng)調(diào)通常的變化趨勢(shì)。以下是操作員干預(yù)后的SGTR事故現(xiàn)實(shí)分析結(jié)果。包括RCS壓力，SG二次側(cè)水量，破損SG壓力，一回路冷卻劑溫度，穩(wěn)壓器水位，破口流量。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故RCS壓力蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故SG二次側(cè)水量蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故破損SG壓力蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故一回路冷卻劑溫度蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故穩(wěn)壓器水位蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故破口流量蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故SGTR運(yùn)行人員干預(yù)前事故進(jìn)程蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故SGTR運(yùn)行人員干預(yù)后事故進(jìn)程蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故三、放射性結(jié)果

SGTR事故的放射性后果分析考慮最保守的一回路到二次側(cè)的活性釋放，并考慮最保守的二次側(cè)到環(huán)境的活性釋放。釋放到環(huán)境的碘的裝量和惰性氣體裂變產(chǎn)物活性取決于一回路到二回路的冷卻劑泄漏量、堆芯燃料損失的百分比和排放到環(huán)境的蒸汽質(zhì)量，分析中，對(duì)這些參數(shù)都要保守假定。廠區(qū)邊界（0-2h）情況1情況2甲狀腺9.7Rem55Rem全身0.058Rem0.093Rem甲狀腺1.3Rem7.01Rem全身0.0073Rem0.012Rem蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故(1)假定的冷卻劑碘活性由下列兩種情況確定：情況1：反應(yīng)堆冷卻劑初始碘放射性活度等于1.0的

的當(dāng)量劑量，并考慮碘的尖峰釋放。碘的尖峰釋放在事故后立刻以500倍的因子增大燃料到冷卻劑的釋放率，該增大的釋放率是為事故期間而假定。情況2：考慮SGTR事故前RCS瞬態(tài)引起的事故前碘峰釋放，反應(yīng)堆冷卻劑初始碘活度取60.0的

的當(dāng)量劑量。(2)反應(yīng)堆冷卻劑中惰性氣體的活性以損傷燃料元件的1%為依據(jù)。(3)二次側(cè)冷卻劑活性以0.1的

的當(dāng)量劑量為依據(jù)。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故下列假設(shè)也是用來(lái)計(jì)算SGTR事故后的活性釋放和廠外劑量。(1)反應(yīng)堆冷卻劑通過(guò)破口進(jìn)入二次系統(tǒng)的排放量為1250001b,kg.(2)流入破損SG流量的17%閃蒸成蒸汽并立刻釋放到環(huán)境。(3)假定出現(xiàn)1.0GPM的一回路到完好SG的泄露量。(4)反應(yīng)堆冷卻劑中的全部惰性氣體的活性通過(guò)破口轉(zhuǎn)到二次系統(tǒng)，并且一次側(cè)到二次側(cè)的泄露也假定立刻釋放到環(huán)境。(5)假定事故后30min,RCS和SG壓力平衡并低于SG釋放閥設(shè)置壓力，此時(shí)，破損SG完全隔離，一回路到完好SG二次側(cè)的泄露全部終止。(6)SG中液汽之間碘的相分離系數(shù)假定為0.01.蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故12.2冷卻劑裝量增加的事故一、事故概述反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加的事故包括功率運(yùn)行時(shí)應(yīng)急堆芯卻系統(tǒng)誤動(dòng)作和引起反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加的化學(xué)與容積控制系統(tǒng)誤動(dòng)作兩種，其中前者更為重要。在功率運(yùn)行時(shí)，操縱員失誤或使應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)運(yùn)行的偽信號(hào)都可引起應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動(dòng)作。信號(hào)發(fā)生后，上充安注泵從容積控制水箱切換到換料水箱取水，將換料水箱中的高濃度的硼酸溶液注射到每個(gè)環(huán)路的冷管段．這時(shí)安全注射泵也自動(dòng)啟動(dòng)。但在堆冷卻劑系統(tǒng)處于正常壓力時(shí)，沒(méi)有流量進(jìn)入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故如果偽信號(hào)發(fā)生后，堆保護(hù)系統(tǒng)并沒(méi)有立刻停堆，注入硼酸帶入的負(fù)反應(yīng)性會(huì)使堆功率下降。反應(yīng)堆和汽機(jī)之問(wèn)功率失配會(huì)引起堆芯平均溫度下降、冷卻劑收縮、穩(wěn)壓器壓力和水位下降。在汽門全打開(kāi)后，蒸汽壓力下降造成負(fù)荷減少。如果電廠處于控制棒自動(dòng)控制狀態(tài)，這些效應(yīng)將延續(xù)到控制棒全部提出堆芯。最后堆保護(hù)系統(tǒng)低壓停堆或手動(dòng)停堆終止瞬態(tài)的繼續(xù)。影響停堆時(shí)問(wèn)的因索是初始運(yùn)行條件，其中包括影響初始硼濃度的堆芯燃耗歷史，硼濃度變化率，多普勒和慢化劑溫度系數(shù)。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故二、分析方法

應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)誤動(dòng)作事故采用RETRAN程序進(jìn)行分析。出于在瞬態(tài)過(guò)程中功率和溫度是減小的，所以運(yùn)行狀態(tài)不會(huì)接近堆芯的安全限值。這種瞬態(tài)的典型工況用最小反應(yīng)性反饋來(lái)分析。最大反應(yīng)性反饋的結(jié)果足類似的，但瞬態(tài)過(guò)程更慢，為了便于計(jì)算，假定安全注射管道內(nèi)需要用濃硼酸溶液來(lái)清除的水容積為零，這樣一旦閥門打開(kāi)，硼注射瞬態(tài)立刻就開(kāi)始。主要的假設(shè)條件如下：（1）初始運(yùn)行條件初始堆功率、堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度和壓力假設(shè)均處于滿功率的狀態(tài)。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（2）慢化劑和多普勒反應(yīng)性系數(shù)。慢化劑溫度系數(shù)取零值，多普勒反應(yīng)性系數(shù)為壽期初的最小值。（3）堆控制:反應(yīng)堆假設(shè)處于手動(dòng)控制狀態(tài)。（4）穩(wěn)壓器加熱器（5）硼注射:事故