蒸汽发生器给水瞬变事故的研究
蒸汽发生器运行中的事故与故障
蒸汽发生器运行中的事故与故障根据国外压水堆核电站蒸汽发生器的运行经验，结合我国核电站蒸汽发生器的情况，介绍了蒸汽发生器在运行中的事故与故障，并提出了相应对策。
蒸汽发生器；运行；事故；故障Abstract:Thispaperdescribesaccidentsandtroublesinsteamgenera toroperationandrecommendsrelevantpreventivestrategies,basedo nextensiveoperatingexperienceofPWRsteamgeneratorsintheworlda ndtherelevantsituationofPWRsteamgeneratorsinChina.Keywords:Steamgenerator;Operation;Accident;Trouble国外核电站运行经验表明，蒸汽发生器是压水堆一回路压力边界最薄弱的环节。
为了保证运行中蒸汽发生器的可靠性，从投运的那一天起就要跟踪、评估蒸汽发生器的运行情况，发现问题要及时研究、解决。
对运行中蒸汽发生器的管理内容包括：状态跟踪与评估，对国外相似蒸汽发生器的调研，事故与故障预测，制订各种预防措施。
预防措施包括杂质清除和在役检查，取管、堵管和衬管的修理技术，特殊堵管标准，泥渣冲洗和化学清洗技术，二回路水质的控制(包括杂质返回的检测等)。
1传热管破裂(SGTR)事故1.1III类工况事故考虑一根传热管完全断裂，这类事故是稀有事故，但在核电站的整个寿期内有可能发生。
截至1994年，有10台蒸汽发生器的传热管破裂。
其中有3台是由二次侧应力腐蚀引起的，有2台是由高周疲劳引起的，有2台是由松动零件磨损引起的，有2台是由一次侧应力腐蚀引起的，有1台则是由耗蚀引起的。
破裂的部位有3个在管板上方，有6个在U形弯管段区，仅有1个在下部支撑板附近。
破口的大小和形态也不一样，有7个破口是轴向破裂，裂纹长度为32～250mm，有2条裂纹呈360°的周向破裂，有1个为相邻的2条裂纹组成。
蒸汽发生器水位控制失效原因及改进建议
蒸汽发生器水位控制失效原因及改进建议
文 / 生态环境部东北核与辐射安全监督站李菲菲宋琼
摘要:本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器水位控制系 统 ，并以蒸汽发生器水位失控引发的跳堆事件为例,分析了 S G 水位失控的原因并提出了相应的改进建议。
关键词:蒸汽发生器水位控制控制失效
蒸 汽 发 生 器 (Steam Generator,SG) 是 核 电 厂 一 、二回路 的 热 交 换 设 备 ，它 将 一 回 路 冷 却 剂 中 的 热 丨 带 出 ，传给二回 路 给 水 ，使其产生饱和蒸汽推动汽轮机做功。S G 水位控制 系统是将S G 的水位维持在整定值附近，防止蒸汽湿度太大 或 堆 芯 冷 却 不 足 影 响 核 电 厂 安 全 、稳 定 运 行 。 — 、S G 水位控制系统介绍
参考文献： m 张波，张振华，陈方强，等.基于运行事件研究蒸汽发生器水 位异常的手动干预[)].科技视界，2〇18(28).
(上 接 第 1 1 5 页)
如 图 3 所 示 ，3 月 8 日无功波动有2 次 ，且 都 接 近 0,检 查脱网风机停机事件，也验证了猜想，如 表 2 所 示 。
表 2 脱网风机停机情况
SG 水位控制系统由给水阀水位Байду номын сангаас节系统和给水泵转 速调节系统共同组成。
蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理
蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理徐海军【摘要】通过基于现实假设建立方家山核电厂的详细的计算模型,对完全丧失给水引发的事故进行分析.在APA和APD丧失后ASG启动失败,或者APA和APD一开始就不运行时ASG完全丧失的瞬态中,操纵员通过选择充排模式或者充溢模式,即通过建立安注向反应堆注水,同时开启稳压器排放管线来带走反应堆剩余功率,最终由EAS/RRI热交换器将热量带出安全壳,从而避免了堆芯熔化事故.长期阶段,安全注射停运及稳压器安全阀关闭,堆芯余热由RRA系统导出.但操纵员的动作必须在一定的时间限制之内实施,否则堆芯将裸露并熔化.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)001【总页数】3页(P198-200)【关键词】全部丧失给水;充排模式;充溢模式【作者】徐海军【作者单位】中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴 314000【正文语种】中文【中图分类】TL353.13在压水堆核电站中，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对公众安全和环境的威胁相当大。
因此，必须对严重事故进行深入、全面地研究，制定严重事故的管理规程。
1979年美国三里岛核电站发生堆芯熔化事故后，严重事故的研究受到了广泛重视。
本文通过对完全丧失给水事故采用现实假设，采用更为真实合理的系统运行值和保护定值，对事故瞬态和后续操纵员动作进行了详细的分析，从而对全部丧失给水后堆芯状态及进程有了更深层次的了解，为操纵员在事故后操作提供指导。
1 事故概述1.1 事故定义蒸汽发生器给水完全丧失表现为：正常给水（ARE）丧失，或启动给水系统（APD）丧失，随后辅助给水系统（ASG）未能启动；或者正常给水系统不可用情况下，辅助给水系统运行中丧失。
1.1.1 瞬态结果正常给水停运导致二回路导出一回路热量的能力降低。
换热能力下降导致一回路温度上升；由于热膨胀，一回路压力上升。
二回路压力基本稳定。
蒸汽发生器液位异常波动的诊断及处理
蒸汽发生器液位异常波动的诊断及处理蒸汽发生器是工业生产中常见的设备，它将水转化为蒸汽，为生产提供热能。
在蒸汽发生器的运行过程中，液位异常波动是一个常见的问题，它可能会影响蒸汽发生器的正常运行，甚至导致安全隐患。
对蒸汽发生器液位异常波动的诊断及处理至关重要。
一、蒸汽发生器液位异常波动的原因分析1. 水质问题：水中的杂质、氧化铁、氧化物等会影响蒸汽发生器的正常运行，造成液位异常波动。
2. 蒸汽负荷突变：工业生产中有时会出现蒸汽负荷突然增加或减少的情况，导致蒸汽发生器的液位异常波动。
3. 控制系统故障：蒸汽发生器的液位控制系统如果出现故障，也会导致液位异常波动。
4. 蒸汽发生器本身问题：蒸汽发生器的设计、制造和安装等方面存在问题，也可能导致液位异常波动。
二、诊断方法1. 视察和测试：首先需要对蒸汽发生器进行视察和测试，检查液位控制系统、传感器、阀门、泵等设备的运行情况，确定是否存在故障。
2. 监测数据分析：利用蒸汽发生器的监测数据，分析液位异常波动的时间、幅度、频率等特点，找出规律性的变化，有助于确定问题的来源。
通过以上诊断方法，可以较为准确地找到蒸汽发生器液位异常波动的原因，为后续处理提供重要依据。
三、处理方法1. 水质处理：如果发现水质问题是液位异常波动的原因，需要加强蒸汽发生器的水质处理工作，保证进水水质符合要求。
2. 控制系统维护：对蒸汽发生器的液位控制系统进行维护，保证传感器、阀门、泵等设备的正常运行，及时处理控制系统的故障。
3. 调整操作策略：针对蒸汽负荷突变的情况，可通过调整蒸汽发生器的操作策略，平稳地处理负荷变化，避免造成液位异常波动。
4. 设备改进：如果蒸汽发生器本身存在问题，需要对设备进行改进，提高设备的稳定性和可靠性。
5. 定期维护：对蒸汽发生器进行定期维护和检查，确保设备的正常运行，预防液位异常波动的发生。
四、结语蒸汽发生器液位异常波动不仅会影响生产效率，还有可能导致安全事故的发生。
蒸汽发生器传热管断裂事故论文
摘要蒸汽发生器传热管道破裂事故（SGTR）是指蒸汽发生器中一根或多跟传热管发生破裂（也包括导致轻微连续泄露的裂纹）导致的事故。
它是使核电厂第二道屏障（一回路压力边界）失去完整性，并导致一回路和二回路连通，使二回路被具有放射性的一回路水污染。
蒸汽发生器单根传热管道破裂事故（SGTR）曾今被定义为极限事故，但是核电历史上已经发生过多起这样的事故，如1979年比利时DOEL核电站，1975年至2000年美国发生多起这样的事故，最近一次为2000年Indian Point-2核电站事故，以有理由认为将其定义为极限事故是不合适的。
本文概括了蒸汽发生器传热管道破裂事故对反应堆的影响，可分为对一回路、二回路在无人干预下以及在有人干预下的情况。
关键词：蒸汽发生器传热管破裂事故；一回路; 二回路核反应堆安全分析（论文）绪论ABSTRACTSteam Generator Tube Rupture（SGTR）is an accident which comes from one or more tubes rupture(It is also include the flaw of continuous uncork ).It makes the second protective screen of nuclear power plant lose integrity(the pressure boundary of primary circulation ),and makes primary circulation connect with the second circulation, which results in the pollution of the second circulation. .Steam Generator Tube Rupture（SGTR）is defined as the limit accident event ,but which had occured many accidents like this in the nuclear power history, for instant, the DOEL nuclear power in Belgium 1979,from 1975 to 2000 had occured 8 times in USA, the latest one was the Indian Point-2 nuclear power plant accident in 2000.So w considering it as limit accident is improper.The article summarizes Steam Generator Tube Rupture, which takes influences to the reactor, and it includes the analysis to the primary circulation and the second circulation by people meddling and without people meddling.Keywords: Steam Generator Tube Rupture; the first circulation; the second circulation目录1 绪论 ......................................................................................... 错误！未定义书签。
蒸汽发生器液位异常波动的诊断及处理
蒸汽发生器液位异常波动的诊断及处理蒸汽发生器是工业生产中常用的设备，它通过加热水来产生蒸汽，从而提供能源或驱动其他设备。
蒸汽发生器的正常运行对于生产过程至关重要，然而在实际使用中，液位异常波动是一个常见的问题，它会影响蒸汽发生器的稳定运行，甚至可能导致设备故障，因此我们有必要对蒸汽发生器液位异常波动的诊断及处理进行深入的研究和探讨。
一、蒸汽发生器液位异常波动的原因1.操作不当：蒸汽发生器在运行过程中，操作人员对于设备的操作不当可能导致液位异常波动，比如过度进水或者过度放水等操作失误。
2.设备故障：蒸汽发生器本身存在的设备故障也会导致液位异常波动，比如水位控制系统故障、加热器故障、泄漏等。
3.供水不稳定：供水系统如果供水不稳定也会导致蒸汽发生器液位异常波动，比如水泵故障、水质不稳定等。
二、蒸汽发生器液位异常波动的诊断方法1.实地观察：首先要进行实地观察，观察蒸汽发生器运行过程中的液位变化，并且仔细观察设备的运行状况。
2.设备检测：对蒸汽发生器的各个部件进行详细检测，包括水位控制系统、加热系统、水泵系统等，查找可能存在的故障。
3.参数监测：对蒸汽发生器的运行参数进行监测，比如水位、压力、温度等参数，以便及时发现异常情况。
三、蒸汽发生器液位异常波动的处理方法1.操作规范：对于操作不当造成的液位异常波动，需要加强操作人员的培训，规范操作流程，避免类似问题再次发生。
2.设备维护：对蒸汽发生器进行定期的设备维护保养，及时发现并解决可能存在的故障，确保设备的稳定运行。
3.供水调整：针对供水不稳定的问题，需要对供水系统进行调整，保证供水的稳定性和水质的稳定性。
4.系统升级：如果蒸汽发生器存在严重的设备故障问题，可能需要对系统进行升级，替换老化的部件，提高设备的稳定性和可靠性。
结语蒸汽发生器液位异常波动是一个常见但又非常重要的问题，对于这个问题的诊断和处理需要从多个方面进行全面的分析和处理，需要运用实地观察、设备检测、参数监测等多种手段进行诊断，然后针对不同的原因采取相应的处理方法，保证蒸汽发生器的稳定运行。
百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析
盖 了几乎 所 有 严 重事 故 工况 。该 程 序是 目前 国 际上 最著 名 的严重事 故 源项计 算 分 析程 序 之一 ， 是我 国已获得 使 用 权 和 版 权 的唯 一 的一 体 化 最
佳严 重事 故 源 项 计 算分 析程 序 。这 里计 算 使 用
本 研究 对 Ｐ ９ ０类 型压 水 堆 核 电 厂 的 安 ＷＲ ０ 全 壳 进 行 隔 间 划 分 ，应 用 Ａ Ｔ Ｃ （ ｃｉｅ ｔ ＳＥ Ａｃ ｎ ｄ Ｓｕｃ ｅｍ Ｅ ａ ａｉ ｏ ｅ 程 序 计 算 了该 类 ｏｒｅ ｒ ｖｌ ｔ ｎ Ｃ ｄ ） Ｔ ｕ ｏ
射 性 裂 变产物在 安全 壳 内释 放 迁移 的情 况 ，给 出 了主要 隔间 内的放 射 性 活度 。根 据 安全 壳 内喷 淋 系统 能 否正 常启 用对各 个 隔间 内的放射 性 活度 进行 了比较 。 结算 结 果表 明 ，喷淋 能 否启 用 ，对 ｘ 、Ｋ 等惰 性 气体在 各 隔 间 内分 布 几 乎 无影 响 ；但 可 以大 大 降低 Ｉ ｒ 易 ｅ ｒ 、Ｂ 等
马如 冰 ，赵 博 １０ ４ ） ０ ８０ （ 工业第二研 究设 计院 ，北京 核
摘
要 ：对百 万千 瓦级压 水堆核 电厂 的安 全 壳 内进 行 隔间 ，应 用 ＩＳ Ｒ Ｎ和 Ｇ Ｓ等联 合 Ｒ
开发 的 Ａ Ｔ Ｃ程序 计 算该类 型核 电厂在 发 生蒸 汽 发 生 器 完全 失 去 给 水严 重 事 故 工 况 下放 ＳＥ
地坑 ，使地 坑 的活度 大 大提 高。
关键词 ：Ａ Ｔ Ｃ；严 重 事故 ；隔间 ；源项 ＳＥ
型核 电厂在 发 生蒸 汽发 生 器 完 全 失 去 给 水 严重 事 故 时 ，热工 水 力 响应 以及 放 射 性 裂 变 产 物 向 安 全壳 的释 放 以及 在 安 全 壳 内分 布情 况 。针对 喷淋 系统能 否 正 常 启 动 分 别 进 行 了计 算 ，并 对 计 算结果 进行 了 比较 。
一起蒸汽管道水击事件的破坏分析及预防措施
一起蒸汽管道水击事件的破坏分析及预防措施摘要：从一起蒸汽管道的水击事件，通过蒸汽管道产生水击的过程，分析蒸汽管道水击产生的原因，结合这次水击事件对责任进行分析，并对防治蒸汽管道水击提出预防措施。
关键词：蒸汽管道；水击；机械共振；预防措施引言：在压力管道中，由于液体流速的急剧改变，从而造成瞬时压力显著、反复、迅速变化的现象，称为水击，也称水锤。
对蒸汽管道中而言，水击多出现在刚开始送汽的暖管过程和长距离输送蒸汽不能及时将管道中产生的大量凝结水排除时。
蒸汽从电厂输出后，与管道中与冷空气、积水及管壁接触，蒸汽中的热量被吸收，使部分蒸汽成为凝结水，体积缩小，产生局部真空，而后方的蒸汽在自身的压力作用下对凝结水推动，高速冲向真空区域，使凝结水增大形成水堵，凝结水形成的水堵前后压差极大，造成瞬时压力显著、反复、迅速的变化，形成水击。
暖管的过程是一个缓慢持续升温过程，凝结水也在不断产生，水击也持续发生，使管道不断振动及发出“铛铛”的声响，这就使得在暖管过程中从蒸汽管道泄水阀时出现有时向管道内吸气，有时向外排气及排水的现象。
1、蒸汽管道事故的过程某热电厂新建一直埋蒸汽管道，管道采用螺旋焊管，全长约7.8km，其中Dn600管道约3km，其余为Dn500管道；建成后开始送汽，由于使用新建的热电厂只有一台锅炉，在初投入运行后，经常因各种原因停汽，进行多次送汽后的某次送汽暖管，因夜间停汽没有及时安排人员将管道中的凝结水排出，在隔了1天后的19:00左右开始再次送汽，根据暖管的方案要求，首先热电厂开启阀门后，将蒸汽压力设定在0.1Mpa稳压暖管，30分钟后无异常现象，再控制升温速度1小时内不超过50℃，升压速率不超过每小时0.2Mpa的要求进行。
同时安排管线人员分组打开沿线所有凝结水泄水阀，按管道走向先后顺序开始抽集水井内管道排出的凝结水，待开始见汽后关闭泄水阀，再向下一个凝结水集水井抽水。
根据原暖管方案开始送汽暖管4小时左右以后，管道末端没有出现凝结水，由于该管道敷设采用直埋形式，无法从表面判断，于是现场指挥调度热电厂不断加大蒸汽出口压力至1.0Mpa左右，希望用提高蒸汽压力推动凝结水提高暖管速度。
蒸汽发生器爆炸事故分析及预防
［ ３ ］王剑涛． 压力容 器事故分析及加强安全措施 ［ Ｊ ］ ． 科技 咨
询导报 ， ２ ０ ｏ ７ （ １ ４ ） ： １ ３ ．
霉装验收、 设备的运行管理和定期检验参照锅炉相
收稿 日期 ： ２ ０ １ ３～ ０ ３— ２ ７
（ 本 文 文 献格 式 ： 付本金 ， 王 兵． 蒸 汽 发 生 器 爆 炸 事故分析及预防 ［ Ｊ ］ ． 山东化工， ２ ０ １ ３ ， ４ ２ （ ６ ） ： ６ ４ ． ）
摘要 ： ： “ 蒸汽发生器” 等余 热回收装置作 为特殊 的压力 容器 已被广泛使 用 ， 期间发生 的爆 炸事故令 人警醒 。此类 特殊 压力容器 的 安全性能检验及预防措施却阐述很少 ， 本文从安全管理 ， 操作规范 ， 安装验收 ， 定期 检验等方 面提 出相 应 的预 防措施 ， 确保安 全性 能， 消除事故隐患 。
道联锁存在困难 ， 应 实现与有机热载体锅炉燃烧系 统的联锁功能。 ” 蒸汽发生器” 等余 热回收装置在安 装验收时应按照《 固定式压力容器安全技术监察规 程》 ６ ． １ ２要求 ， 做好水质管理和监测 ， 没有可靠的水 处理措 施 ， 不得 投 入运行 。 （ ５ ） “ 蒸 汽发 生 器 ” 的定期 检 验应 重 点检查 上 述 要点 ， 借鉴锅炉 的检攫 ４ 流程 及时进行 内部简体、 水 质， 水垢检测。检验周期 和时间与相应锅炉内部检 验一致 ， 其安全 阀应按 照锅炉有关要求定期校验 。 检验单位应制定该类 型压力容器 的专项检测方案， 指导容器检验员更彻底 的排除隐患。 “ 蒸汽发生器” 等余热 回收装置需 由使用单位， 监察部门， 检测机构 团结协作 ， 共 同重视社会责任， 确保公共安全 。
参考 文献
［ １ ］高云天． 国内电站 锅炉汽包满 、 缺水 重大事故统计分析 ［ Ｊ ］ ． 上海电力 ， ２ ０ ０ ３ （ ６ ） ： ５ ３ ９— ５ ４ １ ． ［ ２ ］杨振林． 特种设备 事故致因理论探析 ［ Ｊ ］ ． 工程机械 ，
蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理
1.1 事故定义 蒸汽发生器给水完全丧失表现为院 正常给水
渊 ARE 冤 丧 失 袁 或 启 动 给 水 系 统 渊 APD 冤 丧 失 袁 随 后 辅 助 给 水 系 统 渊 ASG 冤 未 能 启 动 曰 或 者 正 常 给 水 系 统 不 可 用情况下袁辅助给水系统运行中丧失遥 1.1.1 瞬态结果
( Nuclear Nuclear Power Operations Management Co . , Ltd . , Jiaxing , Zhejiang 314000 , China ) 揖Abstract铱Based on the realistic assumption , a detailed calculation model of Fangshan nuclear power plant was established to analyze the complete loss of water supply induced accidents . After the ASG fails to be started after the APA and APD are lost or the ASG is completely lost at the outset of the APA and APD , the operator chooses to inject the water into the reactor by selecting either charge - fill mode or fill - up mode , The regulator discharge line takes away the remaining reactor power and eventually the heat is taken out of the containment by the EAS / RRI heat exchanger , avoiding core melting . In the long term , the safety injection shut - down and regulator safety valve are closed and the core waste heat is exported by the RRA system . However , the operator's actions must be carried out within a certain time limit , otherwise the core will be exposed and melted . 揖Key words铱All lost water ; Filling mode ; Overflow mode
湿蒸汽发生器运行安全风险分析与防范对策
湿蒸汽发生器运行安全风险分析与防范对策摘要：湿蒸汽发生器（也称注汽锅炉）是一种高温高压设备，其产生的蒸汽温度高、压力高，对设备的工艺安全性要求高，是一种安全风险较大，需重点研究的稠油开采方式，如何提高湿蒸汽发生器运行的安全性、可靠性，降低运行风险，是摆在我们面前的一个十分重要而紧迫的问题。
本文对湿蒸汽发生器的安全性和危险性进行全面系统地分析，通过采取针对性的风险预防措施，确保了湿蒸汽发生器的经济、安全运行，更好地提高稠油开发的效果。
关键词：湿蒸汽发生器安全风险分析1前言注蒸汽开采是目前稠油开采中比较有效的一种方法。
目前，胜利油田各采油厂大部分湿蒸汽发生器及其附属设备都已经老化，而其又是高温高压的连续运行环境，存在较多的安全隐患和风险，安全形势不容乐观。
本文将从安全和风险两方面进行全面系统的分析，对各种因素进行风险评价，找出了影响湿蒸汽发生器安全运行的不利因素和产生原因，以采取科学的技术和管理措施，努力将安全风险消灭在萌芽之中。
2湿蒸汽发生器的风险及产生原因分析湿蒸汽发生器的风险分析是在湿蒸汽发生器现场运行中，从比较容易引发安全事故的隐患点出发，进行全面、系统、客观的分析评价，找出其中的关键因素，进而有针对性地开展工作。
2.1自动化控制系统易产生报警失灵现象目前，湿蒸汽发生器上采用的是可编程序控制系统，该系统的自动化控制程度比较高，共有18项报警点，可以说是很全面、细致地对湿蒸汽发生器的各项指标进行了监控，但由于线路老化，电磁干扰，输入信号失真，感应元件失灵或不准等现象时有发生，都会导致在某一项指标超标的情况下，感应不到湿蒸汽发生器的运行状况异常，从而造成报警失灵。
如果长时期在此危险状况下运行，就会引发安全事故。
2.2湿蒸汽发生器超压运行为了防止湿蒸汽发生器在运行过程中发生超压事故，特在每台湿蒸汽发生器的蒸汽出口加装了两个灵敏可靠的安全阀，以保证湿蒸汽发生器在安全设计压力下运行，当湿蒸汽发生器压力超过设计压力时，安全阀就自动排出蒸汽，使压力下降。
蒸汽发生器水位控制干预失效原因分析与应对研究
0引言M310核电厂蒸汽发生器(Steam Generator,SG)水位控制及瞬态下的干预结果关系到机组运行安全, SG水位波动是机组联调试验阶段的常见问题,SG水位控制失效时还可能触发停堆保护,先后已有多个M310核电机组因蒸汽发生器水位超过停堆保护阈值触发停堆,尽管其中一部分事件是由设备故障导致的,但仍有若干起蒸汽发生器水位控制失效是由人工干预不当所致[1-3]。
SG水位过高将造成其出口蒸汽干度降低,加剧蒸汽对汽轮机叶片的冲蚀,严重时会导致叶片损坏;还会使SG水装量增加,在蒸汽管道破裂事故工况下,对堆芯产生过大冷却而导致超功率事故发生,如果破裂事故发生在安全壳内,大量的蒸汽将会导致安全壳的压力、温度快速上升,危害安全壳的密封性。
SG水位过低导致倒U型传热管顶部裸露时会造成堆芯余热导出功能恶化[3-5]。
核电厂发生非计划停堆除了会造成机组停运外,还将触发执照运行事件,这与机组能力因子、核安全管理期望不符。
因此,有必要对蒸汽发生器水位控制失效原因进行分析,研究并制定有效的应对措施,降低同类事件重发的风险。
本研究系统地分析了M310核电厂SG水位控制原理,对一起因SG水位控制干预失效导致机组非计划停堆的典型案例进行了分析。
研究并给出了SG水位控制切手动模式进行人工干预的总体策略和应对建议。
1SG水位测量与控制原理1.1SG水位测量方案M310核电厂的每台SG都设计了3个窄量程水位变送器和1个宽量程水位变送器。
窄量程水位变送器的0%水位在管板以上的11.3m处位于给水进口下方,全量程为3.6m,具有显示和保护功能。
宽量程水位变送器的下限在管板以上0.43m,全量程为15.9m,它不仅可用于监测SG冲/排水、湿保养以及事故工况等水位大幅度变化时的水位,而且由于它反映了SG的水装量,所以正常运行时,常用它在低负荷或手动控制给水流量调节阀时辅助监视SG水位变化趋势。
1.2SG水位控制原理SG水位控制是由主给水流量调节系统(ARE)和给水泵转速调节系统(APA)共同完成的[6-9]。
蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理
蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理作者：徐海军来源：《科技视界》2018年第01期【摘要】通过基于现实假设建立方家山核电厂的详细的计算模型，对完全丧失给水引发的事故进行分析。
在APA和APD丧失后ASG启动失败，或者APA和APD一开始就不运行时ASG完全丧失的瞬态中，操纵员通过选择充排模式或者充溢模式，即通过建立安注向反应堆注水，同时开启稳压器排放管线来带走反应堆剩余功率，最终由EAS/RRI热交换器将热量带出安全壳，从而避免了堆芯熔化事故。
长期阶段，安全注射停运及稳压器安全阀关闭，堆芯余热由RRA系统导出。
但操纵员的动作必须在一定的时间限制之内实施，否则堆芯将裸露并熔化。
【关键词】全部丧失给水；充排模式；充溢模式中图分类号： TL353.13 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）01-0198-003【Abstract】Based on the realistic assumption，a detailed calculation model of Fangshan nuclear power plant was established to analyze the complete loss of water supply induced accidents.After the ASG fails to be started after the APA and APD are lost or the ASG is completely lost at the outset of the APA and APD，the operator chooses to inject the water into the reactor by selecting either charge-fill mode or fill-up mode，The regulator discharge line takes away the remaining reactor power and eventually the heat is taken out of the containment by the EAS/RRI heat exchanger， avoiding core melting.In the long term，the safety injection shut-down and regulator safety valve are closed and the core waste heat is exported by the RRA system.However，the operator's actions must be carried out within a certain time limit，otherwise the core will be exposed and melted.【Key words】All lost water；Filling mode；Overflow mode在压水堆核电站中，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对公众安全和环境的威胁相当大。
CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析
CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析李龙泽;王明军;田文喜;苏光辉;秋穗正【摘要】The CPR1000 severe accident caused by station blackout (SBO) with the SG safety valve stuck open was modeled and analyzed using MELCOR code ,and the simula-tion of CPR1000 severe accident process was preliminarily achieved . Three assump-tions ,namely without shaft sealing leakage and auxiliary feed water ,with shaft sealing leakage and auxiliary feed water ,and with shaft sealing leakage but without auxiliary feed water ,were analyzed .The results imply that SG safety valve stuck open has great influence on the accident sequences .According to the calculation results ,without shaft sealing leakage and auxiliary feedwater ,pressure vessel will fail at 9 576 s .When auxil-iary feed water supplies ,pressure vessel failure delays nearly 30 000 s .When the leak-age of the shaft sealing system exists ,pressure vessel failure will delay about50 s .The results show that the auxiliary feed water and the leakage of the shaft sealing system have great mitigation effect on the severe accident induced by SBO with SG safety valve stuck open .%利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器（SG）安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析，初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。
基于运行事件研究蒸汽发生器水位异常的手动干预
基于运行事件研究蒸汽发生器水位异常的手动干预张波;张振华;陈方强;王青松;王承智【摘要】近年来国内核电厂多次出现了由于蒸汽发生器水位异常而引发的跳堆事件.操纵员的干预行为在很大程度上促成了事件的发生.以核电厂两个运行事件作为案例,分别进行了探讨.文章总结指出,当发生蒸汽发生器水位异常时,提高对水位异常的认识,建立良好的安全理念做好风险评估、有效判断手动干预时机、选择正确的干预方式、平稳控制干预幅度是避免\"蒸汽发生器水位异常触发保护系统动作\"相关运行事件发生的有效途径.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)028【总页数】3页(P4-6)【关键词】蒸汽发生器;水位异常;手动干预;运行事件【作者】张波;张振华;陈方强;王青松;王承智【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,中国北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,中国北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,中国北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,中国北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,中国北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL353.13;TP2730 前言近年来国内运行核电厂多次出现了由于蒸汽发生器水位异常而引发的跳堆事件。
部分事件的诱因归结为机组故障引发的瞬态响应、蒸汽发生器水位调节滞后。
另外一些事件，操纵员的蒸发器水位手动干预在很大程度上促成了事件的发生。
参考目前国内核电厂的运行规程，尚未文件对蒸发器水位异常情况之下的干预时机及干预方式进行明确，完全取决于操纵员对机组状态的判断和运行经验。
而我国现役核电厂操纵员队伍相对年轻，对蒸发器水位手动干预的实践和总结大多数来源于模拟机培训课程，难免有所偏差，经历的实际机组相关异常事件又较少，从而对真实机组的蒸发器热工水力特性缺乏更深层次的认识。
另外，在真实机组上发生异常瞬态时，操纵员的心理压力也诱发了如干预时机不当、干预方式欠佳甚至错误等。
常见蒸汽锅炉事故的分析及处理
常见蒸汽锅炉事故的分析及处理摘要：蒸汽锅炉具有工作压力大，介质温度高，运行工况复杂等特点，其事故种类呈现出多种多样形式，蒸汽锅炉事故主要有超压事故、缺水事故、满水事故、汽水共腾事故、爆管事故、过热器管和省煤器管爆破事故、空气预热器管损坏事故、水锤事故、受热面变形事故等几大类。
本文就常见的蒸汽锅炉超压、缺水、满水、汽水共腾事故的现象及原因作详细分析，并提出处理措施。
关键词：蒸汽锅炉；事故；处理措施一、锅炉超压事故在锅炉运行中，锅炉内的压力超过最高许可工作压力而危及安全运行的现象，称为超压事故。
这个最高许可压力可以是锅炉的设计压力也可以是锅炉经检验发现缺陷，使强度降低而定的允许工作压力。
总之，锅炉超压的危险性比较大，常常是锅炉爆炸事故的直接原因。
1.锅炉超压的现象⑴汽压急剧上升，超过许可工作压力。
⑵发出超压报警信号，超压联锁保护装置动作使锅炉停止送风、给煤和引风。
⑶蒸汽温度升高而蒸汽流量减少。
2. 锅炉超压的原因⑴用汽单位突然停止用汽，使汽压急骤升高。
⑵司炉人员没有监视压力表，当负荷降低时没有相应减弱燃烧。
⑶安全阀失灵，阀芯与阀座粘连，不能开启，安全阀入口处连接有盲板，安全阀排汽能力不足。
⑷压力表管堵塞、冻结，压力表超过校验期而失效，压力表损坏、指针指示压力不正确，没有反映锅炉真正压力。
⑸超压报警器失灵，超压联锁保护装置失效。
⑹经检验降压使用的锅炉，如果安全阀口径没做相应变化( 锅炉降压使用时，安全阀口径应增大), 使安全阀的排汽能力不足，汽压得不到控制而超压。
3.锅炉超压的处理⑴迅速减弱燃烧，手动开启安全阀或放气阀。
⑵加大给水，同时使汽包加强排污( 此时应注意保持锅炉正常水位), 以降低锅水温度，从而降低锅炉汽包压力。
⑶如安全阀失灵或全部压力表损坏，应紧急停炉，待安全阀和压力表都修好后再升压运行。
⑷锅炉发生超压而危及安全运行时，应采取降压措施,但严禁降压速度过快。
⑸锅炉严重超压消除后，要停炉对锅炉进行内、外部检验，要消除因超压造成的变形、渗漏等，并检修不合格的安全附件。
所有蒸汽发生器不可控泄压事故运行导则控制策略验证
所有蒸汽发生器不可控泄压事故运行导则控制策略验证发布时间：2021-04-26T03:16:30.891Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年27期作者：邓云刘斌唐涛张莉郝朋飞[导读] 本文结合华龙一号征兆导向事故处理规程中所有蒸汽发生器不可控泄压事故处理导则的主要事故处理策略，在设计验证平台上，选取了合适的假设场景对导则进行验证。
通过对验证得到的关键参数曲线进行分析，认为所有蒸汽发生器不可控泄压事故处理导则能够达到缓解事故的后果，事故情况下，能够实现反应堆的安全控制。
中国核电工程有限公司摘要：本文结合华龙一号征兆导向事故处理规程中所有蒸汽发生器不可控泄压事故处理导则的主要事故处理策略，在设计验证平台上，选取了合适的假设场景对导则进行验证。
通过对验证得到的关键参数曲线进行分析，认为所有蒸汽发生器不可控泄压事故处理导则能够达到缓解事故的后果，事故情况下，能够实现反应堆的安全控制。
关键词：征兆导向；蒸汽发生器不可控泄压；控制策略；验证；1 前言所有SG不可控泄压是核电厂的较为严重的事故之一。
导致所有SG不可控泄压的初因事件可能包括主蒸汽管道破裂、主给水管道破裂、SG释放阀或安全阀卡开、或其它可能影响到所有SG的事件。
事故的后果取决于破口尺寸及位置、安全系统状态、控制系统状态、初始功率水平以及可能出现的失效。
值得注意的是，这类事故可能会对核电厂安全功能的完整性造成一定的风险。
华龙一号是我国自主研发的第三代核电技术，采用了目前在国际上得到广泛认可的征兆导向事故处理策略（SEOP）。
为了保证SEOP 文件在技术上的正确性，需要对SEOP导则的正确性、可行性进行验证。
本文介绍了征兆导向事故处理策略（SEOP）中所有蒸汽发生器不可控泄压事故运行导则主要处理策略，并通过设计验证平台对该导则的正确性进行了验证。
2 所有蒸汽发生器不可控泄压事故运行导则当操纵员诊断发生所有SG不可控泄压时，进入所有蒸汽发生器不可控泄压事故运行导则，操作员根据该导则对核电厂进行诊断、处理。
蒸汽锅炉缺水事故分析及改进措施(标准版)
蒸汽锅炉缺水事故分析及改进措施(标准版)Security technology is an industry that uses security technology to provide security services to society. Systematic design, service and management.( 安全管理 )单位：______________________姓名：______________________日期：______________________编号：AQ-SN-0553蒸汽锅炉缺水事故分析及改进措施(标准版)引言蒸汽锅炉是纳入国家技术监督的特种设备,其安全性一直得到政府和社会相当高的关注,稍有不慎就会造成人员伤亡和财产损失,并给使用单位造成极坏的社会影响。
据技术监督部门统计,在所有锅炉事故中,由于锅炉缺水引起的占了很高的比例。
锅炉缺水轻则导致锅炉损毁,重则引起锅炉爆炸。
四川锦江宾馆共有3台国内某知名厂家生产的额定蒸汽压力为1.25MPa的燃油燃气锅炉,在投入运行近5年时间内相继出现数次缺水事故,本文对事故的原因进行了分析,并对改进措施进行了介绍。
1锅炉水位控制和保护图1是锅炉水位控制和保护装置的简图,图2是厂家提供的水位控制和保护的电路图。
从图1中可以看出在自动运行时锅炉进水泵的启停由水位开关2LS和3SL控制,缺水保护由水位开关1SL来控制停炉,5SL、4SL分别用作高、低水位的显示,本锅炉水位检测装置是浮球式的,采用磁感应的水银开关。
2事故现象及原因分析2005年2月的一天,锅炉正常自动运行,锅炉值班人员突然发现从双色水位表上看不见水位线,立即停炉进行检查,发现锅炉确实已处于严重缺水状态,在按规定的程序对炉胆及内部水量进行检查后,再检查自动补水系统,发现高水位指示灯亮,进水泵不能自动运行,且手动操作也无效,只能强制补水,进一步检查水泵及控制柜各元件正常,初步认为属锅炉本体上水位检测装置故障。
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第 ３ ６卷
第 ５ 期
船 海 工 程
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Ｖｏ ． ６ Ｎｏ ５ １３ ． Ｏｃ． ０ ７ ｔ２０
２０ 年 １ ０７ Ｏ月
文 章 编 号 ：６ １７ ５ （０ ７０ —０ ５０ １ ７—９ ３ ２ ０ ） ５０ ６ —４
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关键词 ： 蒸汽发生器 ； 给水流量 ； 反应堆
中图 分 类 号 ： ３ ３ ＴＬ ３ 文 献标 识 码 ： Ａ
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Ｍｅ ｏ ｓＪ．Ｓ Ａ，９ ５ ２ ３—８ ７ ｔ ｄ Ｅ］ Ｅ １ ９ ：８ ２２ ３ ｈ Ｅ ］王 勖成． ３ 有限元 法基本原理 和数 值方法［ ． Ｍ］ 北京 ： 清
修 回 日期 ：０ ７０ —２ ２ ０ —３１
反应堆安全 的重要任务 ， 其给水状况的好坏也就直 接影 响着 反应堆运行 的安全 ， 了避免 事故 的发 生 为
以及 在事 故工况下对事 故的处理 ， 本文 对给水增 加
和给水减少 两种 比较 典 型 的瞬态 工况进 行 了深 入
作者简介 ： 王
ｍ ａ ｙ ｃｒ ｕ ｔｉ ｈ ｔ ａ ｇ ｎ ｒ ｔ ｒｔ ｉ ｕ ａ ｅ ｔ ｅ ｄ ｎ ｍｉ ｒ ｃ ｓ ｅ ｈ ｔ ｒ ｓ ｐ ｌ ｈ ｎ ｅ ｕ ｄ ｎ ｙ ｒ ｉｃ ｉ ｎ ｔ ｅ ｓｅ ｍ ｅ ｅ ａ ｏ ｏ ｓ ｍ ｌｔ ｈ ｙ ａ ｃ ｐ ｏ ｅ ｓ ｗｈ ｎ ｔ ｅｗａ ｅ ｕ ｐ ｙ ｃ ａ ｇ ｓｓ ｄ ｅ ｌ ．
伟 （９ ４ ， ， １ ８ 一）男 硕士生。
３ ）通过 对 油底 壳 动态 特 性 和 结 构 敏 感 度 的 分析 ， 以看 出 ， 可 增加 前后板 和底 板 的板厚 或在振
动较 大 的部位 添Ｊ Ｊ强筋将 对 减低油底 壳 振动 能 Ｊ ￣ Ｍ
起 到积极 作用 。
程 ，０ ２ ３ ： ５ １ ． ２ ０ （ ） １—８
蒸 汽发生 器 是 核反 应 堆 的关 键 设 备 ， 是 事 也 故最 多 的设 备 ， 汽发 生 器 的作 用是 将 一 回路 冷 蒸 却剂 的热 量传 递 给 与之 隔 绝 的 二 回路 冷 却 介质 ， 使之 产 生蒸汽 ， 它是 并联 分隔一 ， 回路 的关键设 二 备 。它 的工作 性能及 安全 可靠 性直 接影 响到核 动
蒸 汽发 生 器 给水 瞬变 事 故 的研 究
王 伟， 张大 发 ， 张龙 飞
（ 海军工程大学 船舶 与动力学院 ， 武汉 ４ ０ ３ ） ３ ０ ３ 摘 要： 通过对蒸汽发生器流量 、 水位 以及一 回路相应 温度 、 率等参数 的计 算 ， 拟蒸 汽发生器 给水流 功 模
量发生瞬变时的动态过程 。建立准确 的数学物理模 型 ， 该模型可以与其它船用模型结合以进行安全分析研 究 或为运行 操纵人员提供 可靠 的分析依 据以及相 应的问题解决 能及 安全 可靠性 ， 对它应
予 以十分 重视 。 本文 的研究 对象是 自然循环蒸 汽发生器 ， 重点 研究 蒸发器给水 流量 增 加瞬态 和减小 瞬态 时 的动
态过程 。由于蒸发器 承担着带走一 回路热量 ， 证 保
收 稿 日期 ：０ ６０ —８ ２ ０ —９０
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