核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析

陈洪兵

摘  要：在核电厂的设计基准事故当中，蒸汽发生器属于事故高发环节，其中传热管道破裂事故的发生率最高，其会直接影响整个反应器的控制以及堆芯冷却处理以及放射性包容等控制工作效果。对此，为了进一步提高核电厂安全稳定运行效益，本文简要分析核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略，希望可以为相关工作者提供帮助。

关键词：核电厂;蒸汽发生器;传热管破裂;事故处理

引言

蒸汽发生器的传热管破裂事故主要是指蒸汽发生器在传热管运行过程中，双端剪切型断裂的事故。蒸汽发生器传热管破裂事故的发生和其他设计基准事故相比而言，具备更加突出的特殊性与复杂性。蒸汽发生器传热管破裂事故的发生特征主要在于两个方面，一方面是蒸汽发生器传热管破裂事故可能旁通安全壳。破损的蒸汽发生器可能会导致满溢问题，此时会导致二次侧大气释放阀或安全阀打开，此时旁通安全壳、此时放射性物质会直接排放到大气当中。另一方面近些年蒸汽发生器传热管破裂事故的发生频率会有明显的提升，这也促使这一事故成为核电厂的处理重点。对此，探讨核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略具备显著实践性价值。

1.蒸汽发生器

蒸汽发生器属于核电厂的重要枢纽设备，其主要工作流程是通过传递回路的热量提供给二回路，从而实现对二回路当中蒸汽驱动汽轮机发电的目的，发热管属于两个回路的交界，交界位置出现破损是会导致放射性物质出现泄漏，从而引发安全事故。当前比较普遍的核电厂蒸汽发射器的传热管降质类型主要是以二回路应力腐蚀开裂、以及高周疲劳等[1]。

对于回路应力腐蚀性开裂问题而言其主要是因为不锈钢当中环境高温、低氧硼水而导致的开裂，材料当中的铬含量减少，此时材料的抗腐蚀性能下降从而导致事故的发生。在具体工作中发现，回路应力腐蚀的开裂问题主要部位在于杂质堆积以及传热管支撑板方面。在二次回路的应力腐蚀方面，开裂部位主要是因为晶间应力腐蚀与开裂问题为主。二回路腐蝕开裂属于比较常见的一种腐蚀问题，二回路应力腐蚀开裂的发生主要是通过杂志腐蚀物的浓度问题而引发的，低浓度的杂质会随着管道、换热器的腐蚀而进入到给水系统中，此时水体当中的磷酸盐物质会导致传热管形成腐蚀。在预测分析期间，碱性环境之下会导致二次回路的晶间腐蚀，晶间腐蚀的开裂发生比较广泛。在高周疲劳方面，比较普遍的疲劳失效主要是因为高振幅度和地疲劳强度的结合因素而导致，因为防震条的支撑效果较差或者是震荡期间存在高频率的再循环流动问题，导致蒸汽发生器出现振动，这一些都是引发疲劳强度下降的主要原因。对此，高周疲劳失效一般会发生在管凹痕或者是磨损痕迹当中。

2.核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略

2.1事故探测和诊断

为了尽早的探测出核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故并快速的发现故障传热管，需要采取多种探测技术结合的方式进行处理。判断方式主要是以发热管的排污放射性检测、主蒸汽系统的出口N16放射性探测以及凝汽器的真空系统放射性探测[2]。在核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故发生之后，运动人员需要严格落实关于放射性物质的不可控原则。根据相应的规章进行操作，促使机组可以达到安全停堆的效果。在识别破损发热管时需要及时进行隔离处理。对于完好的发热管在冷却后恢复过冷度，之后应用稳压器喷淋降低压力，促使其和被隔离的破损发热管可以保持相同压力，终止坡口泄漏问题。按照一回路水装量与过冷度等问题应当及时停止高压安注泵，并切换到上充状态。

2.2事故处理措施

在出现核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故之后，操作人员需要及时进行干预并确保其达到一个安全停堆的状态。在加以人为干预的同时，可能会因为人员的失误性操作或其他的问题导致事故的恶化。在降压速度过慢时可能会导致总泄漏量的提高，减少一回路并向二回路泄漏时，此时会因为平衡一回路与二回路的压力，需要在事故初期尽可能降低压力[3]。假设降压过程中操作人员为了维持反应堆的标准状态限制，此时会导致压力平衡所需时间的延长，从而引发总泄漏增加显现，并促使一回路的水过度的丧失。在具体的泄漏控制工作中，操作人员需要优先做好压力降低操作。并结合完好的发热管以56℃/h的速度给一回路降温。

在双汽腔方面会导致震荡与波动方面，在核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理方面需要应用传热管给故障的发热管进行降压处理，因为故障的发热管当中水属于饱和的水与蒸汽，此时和一回路连通时会导致一回路成为稳压器，此时便会成为双汽腔现象。在排空故障发热管的同时，在故障发热管的液位下降到U型管束同时，因为一回路水和故障发热管水的温度相差较大，此时水位每次下降都会导致管束周边的蒸汽冷凝，这也是导致故障发热管水位提升的主要原因。这一种情况不仅会导致降压难度提升，还会导致回路压力与水位出现复杂震荡与波动，所以需要应用有效措施控制震荡的问题。对于破裂的发热管降压方面需要借助传热管排污方式实现，因为发热管的窄量程范围下降在60mm左右。对此，在窄量程范围内需要提升传热管排污，并加快降压的速度。在离开窄量程下降的同时，需要尽可能减少排污流量，管束在裸露的情况下，蒸汽冷凝会导致故障传热管的压力提升，此时便需要调整排污速率并促使降压速率维持在1.5MPa/h左右。

对于故障传热管的主蒸汽安全阀而言，核电厂蒸汽发生器传热管破裂发生之后可以应用传热管排污流量的控制方式实现故障传热管的水位与压力控制，在控制效果不佳的同时，会导致主蒸汽系统安全阀开启，此时相当于传热管出现二次坡口。因为一回路水从故障传热管当中可以传递，此时换料水箱的水使用完成之后安全壳的地坑当中会表现出无水现象，此时会导致低压安全泵损坏问题的发生，从而失去安全灌注的功能。在安全阀卡开方面，需要操作人员做好有效措施进行处理。另外，如果主蒸汽的安全阀处于卡开状态，此时安注泵在失效之前可以按照U1规程落实回路的降温降压处理，并尽可能维持回路的压力平衡，规避冷却剂的丧失并保障堆芯的安全性。

3.结语

综上所述，核电厂的设计应用了比较先进的探测方式，同时也编制了比较完善的事故处理规章制度，借助操作人员的规范化处理方式可以有效提高事故处理效果，降低事故的危害。但是因为核堆的局限性，在处理蒸汽发生器传热管破裂事故过程中，需要由操作人员通过主动干预措施促使机组达到一个相对安全的状态。在今后，需要进一步提高对于蒸汽发生器传热管破裂事故的研究，尤其是对事故处理难点的研究，操作人员应当全面掌握蒸汽发生器传热管破裂事故的发生原因以及处理的细节技巧，从容应对，从而提高机组的综合使用效果。

参考文献

[1]  崔军，鲍杰，时维立.核电厂传热管破裂后防止蒸汽发生器满溢的研究[J].核安全，2019，31（4）：34-35.

[2]  姜乃斌.浅析SONGS核蒸汽发生器传热管磨穿事故[C]//2018年全国固体力学学术会议.0.

[3]  李洋龙.失去核岛B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故分析[J].核科学与工程，2019，14（4）：233-234.