蒸汽发生器传热管道破裂事故

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核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理摘要：在社会经济不断发展的背景下，人们生活质量逐渐提高，其对于电能方面提出了极高的需求量，这从一定程度上也增加了对发电厂的生产要求。

和以往类型的发电方式相比较来看，核电发电本身产生的优势是非常高的，发电效率良好，有着一定的清洁性，是低碳能源中非常重要的一项组成部分。

基于发电形式特殊性特征的影响，核电厂对生产工艺稳定性和安全性提出了严格的要求，蒸汽发生器传热管断裂是核电厂运行期间普遍存在的一种现象，这种现象对核电厂稳定运行产生了不良的影响。

在本篇文章中，主要分析了核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故形成的原因，提出了相应的解决策略。

关键词：核电厂蒸汽发生器；传热管断裂事故；运行管理策略现阶段，蒸汽发生器传热管断裂是普遍存在的一种隐患，具体体现在传热管两边发生了断裂问题，这种现象在核电厂生产运行中经常出现，直接威胁到了核电厂自身运行难以确保核电工作人员自身安全，所以文章中主要从检验事故和处理等多方面入手再提升事故运行管理质量的基础上实施各项工作。

1、SGTR探测方式虽然诸多核电厂都发生过蒸汽发生器传热管断裂，不过整体产生率并不高，基于此，强化对蒸汽发生器传热管带断裂事故的重视程度，对提前了解到安全隐患，对制定出完善的措施以改善和解决相关问题。

在本篇文章中以某核电厂举例说明，该核电厂运行期间采取电场辐射监测系统来检验压水堆核电机组二回路放射性活度情况，并将该系统化分为三方面，分别是相关的蒸汽发生器排污系统、凝气器抽真空系统和主蒸汽系统；对这三个系统展开放射性监测。

在放射性探测过程中，该环节主要是利用取样线管检验二次侧放射水平的高低程度，其产生的优势是测量准确性良好，范围普遍，适合从停堆工况到满功率工况的任意工况中加以应用，且判断故障十分精准，不过该种方式也有着一定的缺陷，那就是泄露状态检测过程中存在着时间延长的问题，无法在放射性内精准的判断出泄漏量。

第二，凝真气器抽真空系统通常是对冷凝器展开放射性的检验，判断是否存在着蒸汽发生器传热管断裂问题，检测效率良好，但缺陷是在主蒸汽隔离阀关闭以后无法产生一定的作用，也难以精准的判断泄漏率。

探究核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的处理策略

探究核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的处理策略摘要：自从1951年美国首次将核能作为其发电方式以来，世界核电得以不断发展。

而伴随着核电发展，核电站安全风险也越来越大，其安全问题深受国际社会关注。

在核电站众多安全事故中，蒸汽发生器传热管破裂发生可能性更大，属于较为典型事故。

而且事故发生后若不加以适当处理，那么就会存在放射性物质泄露风险，给整个社会带来极其严重影响。

基于此，本文就核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故进行分析，以给出相应处理策略，降低事故发生可能性。

关键词：核电厂；蒸汽发生器传热管破裂；事故处理1蒸汽发生器传热管破裂事故概述蒸汽发生器传热管破裂事故之所以会发生，主要是因为在蒸汽发生器传热管破裂后，一回路冷却剂流动至二回路中，而一回路冷却剂含有放射性物质，所以会带来极为严重的后果。

对比其他设计基准事故，蒸汽发生器传热管破裂事故更为复杂和特殊，主要表现为：第一，反应堆冷却剂可能产生大量流失情况。

冷却剂丧失事故发生时，冷却剂发生泄漏，泄漏后会在地坑中聚集，经由安注系统重回一回路。

但是蒸汽发生器传热管破裂事故发生时，冷却剂无法再重回一回路，反而会进入二回路，导致冷却剂流失。

第二，事故发生后存在放射性物质直接泄漏到环境中的可能性。

在泄漏量较大情况下，蒸汽发生器就会存在溢满情况，这样一来给放射性水流动到蒸汽管道提供了可能性，但是主蒸汽管道阀门又是为蒸汽而设计的，所以就会导致汽与水发生混合，一回路放射性物质就可能通过安全壳泄露到环境中。

第三，操纵员干预极其重要。

冷却剂丧失事故发生之时，操纵员只需要对安注、停机等系统操作进行监督即可，而与冷却剂丧失事故相比，蒸汽发生器传热管破裂事故却需要操纵员加以干预，且干预动作极为复杂，难度也很大，对操纵员素质要求也很高，操纵员必须能够清晰认识热工水力学现象。

另外，操纵员还需要将一回路压力降低，平衡一回路与二回路之间的压力，尽可能减少泄露。

综上所述，蒸汽发生器传热管破裂事故复杂性、特殊性较强，所以对其进行深入研究，探寻解决该事故的举措以及该如何预防事故发生，具有极其重要的意义。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理【摘要】压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生后，操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器；对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂的泄漏；及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止蒸汽发生器传热管的泄漏；继续降温降压，将电厂带入最佳状态。

处理过程中要力求快速和准确，限制放射性流出物向大气环境的不可控排放，将事故后果降至最低。

关键词蒸汽发生器；传热管；破裂；处理0引言压水堆核电厂随着运行年限的增加，蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生的概率逐年增加。

已经发生过SGTR事故的压水堆机组有：1976年的美国Surry 1 号机组、1979年的比利时Doel 2号机组、1982年的美国R.E.Ginna电厂、1987年的美国North Anna 1号机组、1988年的美国MC Guire 1号机组、1991年的日本Mihama 2号机组、1992年的美国Palo Verdo 2号机组、1996年的比利时Tihange电厂等。

本文以CP300压水堆核电机组为例，对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）处理进行讨论。

1事故诱因蒸汽发生器（SG）传热管管束多，CP300核电机组电功率为300MW，其单台SG传热管多达2977根。

传热管管壁薄，只有1.2mm。

同时传热管工作环境恶劣，其一二次侧均为高温高压快速流动的冷却剂，且二次侧为两相流体。

长年的运行对管壁不断冲刷而造成磨损腐蚀。

一二次侧冷却剂为了控制PH值，分别添加了LiOH、N2H4等，SG的汽水分离又造成了二次侧冷却剂中杂质的局部浓缩，这就容易造成传热管的点蚀、缝隙腐蚀和苛性腐蚀。

此外传热管还受到应力腐蚀、疲劳腐蚀等的侵害。

这些金属的局部腐蚀对蒸发器传热管危害很大，容易造成传热管在运行过程中的失效，且具有难以预测的特点。

2事故征兆CP300核电机组的蒸汽发生器、除氧器及凝汽器均设置有辐射监测系统。

一旦出现SGTR事故，可能出现的报警和现象有：蒸汽发生器排污水放射性高并可能报警（CB-524）；蒸汽发生器取样水放射性高并可能报警（CB-524）；凝汽器抽气器排气放射性高并可能报警（CB-524）；除氧器排气放射性高；N-16监测仪指示上升（CB-524）。

2023年核电厂安全考试知识点梳理

2023年核电厂安全考试知识点梳理综合测试题(共58个，分值共：)1、蒸汽发生器传热管断裂事故有哪些现象？原因有哪些？保护有哪些？现象：①蒸汽发生器传热管破口，导致一回路水流失，同时一回路系统压力下降，稳压器低压力和低水位报警；上冲泵流量增加；故障蒸汽发生器的给水流量减少，出现蒸汽流量与给水流量的失配②当稳压器压力低至停堆整定值时，即触发稳压器低压保护而紧急停闭反应堆。

停闭后，由于冷却剂不断流失和冷却水体积收缩，稳压器水位快速下降，当达到稳压器低压力和低水位整定值时，触发安注信号，同时切断二回路正常给水，启动辅助给水泵。

③反应堆停闭信号触发汽轮机组脱扣，蒸汽通过旁路阀进入凝汽器。

若同时发生失去外电源供电的情况，则蒸汽旁路阀自动关闭，造成蒸汽压力上升，蒸汽通过释放阀和安全阀排向大气，最终导致换料水箱排空，酿成堆芯裸露、大量放射性物质经蒸汽发生器外泄的严重后果。

④蒸汽发生器排污液体检测器和凝汽器抽气器的放射性检测器报警，指示二回路系统放射性物质急剧增加，并自动终止蒸汽发生器的下泄排污⑤停堆后的余热由连续供应的辅助给水和安全注射硼水流量所形成的的冷源带走⑥安全注射水罪证能部分的回复反应堆冷却剂压力和稳压器水位原因分析：主要原因是应力腐蚀或晶间腐蚀；其次是由于震动造成疲劳损坏①由于机械加工、焊接、热处理、胀接加工、组装不好等原因，使管子承受机械应力和热应力②一回路水产生的腐蚀③二回路给水水质不好，化学处理方法不当或处理不规范，再加上在高温状态下，管板处的腐蚀沉积物的溶解性大大增强，使管子局部变薄或产生裂纹。

凝汽器泄露是二回路水质变坏的重要原因。

④凹陷效应，由于碳钢支撑板或管板的腐蚀产物对管束的挤压作用。

腐蚀产物的淤积直接导致在支撑板交界处传热管发生塑性变形以致破裂⑤由于管内流动状况恶化，引起管壁过热而导致失效自动保护系统主要保护功能有①稳压器低压力报警②蒸汽发生器排污水或凝汽器抽气回路放射性水平高报警③稳压器压力低，紧急停堆、汽轮机脱扣、蒸汽旁路到凝汽器或排向大气④稳压器低温低压，安全注射系统动作，并导致蒸汽发生器正常给水停止，辅助给水系统启动2、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-133、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众4、核电厂基本安全限值有哪些？燃料温度限制，包壳温度限值，冷却剂压力限值5、设计上如何避免单一故障？采用冗余技术，包括机械设备通道的冗余、电气设备的冗余等6、绘图说明安全壳喷淋系统的动作条件和动作对象有哪些？P115 图5-117、核电厂安全状况监测--安全参数显示系统的作用？监督核电厂安全运转的状况，帮助操纵员及时发现机组故障的征兆，为操纵员处理事故提供支持8、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求9、什么是核安全文化？研究核安全文化意义何在？核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核安全问题由于它的重要性须得到应有的重视。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加安全阀卡开事故研究

- 10 - 科学技术创新 2020.14
核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加安全阀卡开事故研究
贾玉强陈路标（福建福清核电有限公司，福建福清 350318）
摘要：蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故是核电厂发生频率较高的事故之一，该事故的后果是否严重与运行人员及时采
取干预措施密切相关，一旦手动干预不及时，则故障蒸汽发生器满溢的概率很大，进而导致安全阀开启带水排放，放射性物质进
反应堆功率反应堆冷却剂稳压器压力一次侧流量稳压器水位 SG 压力 SG水位（%额定功率）平均温度（℃）（MPa）（m3/h/环路）（%）（MPa）（%）
进入破损蒸汽发生器，一段时间后，破损蒸汽发生器水位又开始回升，破损蒸汽发生器将再次满水，再次排水，直到破口流量中断为止。
100
的降温速率＞56℃/h。在相应过冷度大于 20℃且稳压器水位大
（6）若三台 SG 均不可用，且反应堆冷却剂过热 30℃或堆芯
于 80%的条件满足后，操纵员逐步停止安注泵运行，并将一台温度超过 355℃，这种情况要求操纵员重新打开放射性最低的
以安注模式运行的上充泵转为正常上充模式运行。由于破口处 SG 进行降温冷却。投运低放射性的 SG 可以避免打开稳压器卸
一。对于电功率为 1000MW 的机组，其蒸汽发生器的传热管大
（3）对本特定事故，只有当蒸汽发生器一、二次侧和大气的
约有 5000 根，传热管的壁厚大约为 1.0mm（M310 机组的蒸汽发压力达到平衡时破口流量才会终止。
生器为 4474 根，壁厚 1.09mm），非常薄弱，发生个别传热管破损
（4）假定辅助给水电动泵或辅助给水汽动泵在启动信号发
单阀最小排量： 369t/h
7Mpa 时会导致大约每小时 100t 的泄漏量。停堆后一回路压力

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

第３卷第６（１期总第１６）８期
・
辐射防护通讯
２１年１月０１２
专题报告・
压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论
陈莹莹李冰陈晓秋
（环境保护部核与辐射安全中心，京，００２北１０８）
当ＳＴＧＲ作为ＲＣＰ的 Ⅳ 类事故（应于国Ｃ．对标Ｇ２９中的极限事故），回路活度采用技Ｂ６４时一
术规格书的限值３Ｂ／”Ｉ７Ｇｑ当量比活度，ｔ按极限事故的剂量控制值进行评价，价结果能够满足评
准事故。通常，ＧＲ设计基准事故分析的是蒸汽ＳＴ
（ｓＢ事故的放射性后果假设变更为：ＭＬ）一回路放射性活度采用３Ｂ／的ＢＩ７Ｇｑｔ当量比活度。
对于Ａ１０Ｐ００堆型，审评所依据的文件为美国核管理委员会（Ｒ）理导则《动力堆设计基ＮＣ管核
后果假设为：以相当于１％的包壳破损率来估算
收稿日期：１－０１０２１１－１
作者简介ｉ陈莹莹（９０，，０１１８－）女２０年毕业于哈尔滨工程大学核工程专业，学士；０４年毕业于哈尔滨工程大学核２０能科学与工程专业，工学硕士；工程师。
准事故评价的可替代放射性源项》Ｒ．３Ｅ。（Ｇ１１）１８４
其中，ＳＴ对ＧＲ的放射性后果假设为：虑事故前考碘峰释放和事故并发碘峰释放两种工况，事故在

蒸汽发生器传热管道破裂事故

南京工程学院 2
事故实例
1979年比利时DOEL核电厂 1982年美国GINNA核电厂 2000年Indian Point-2核电站事故
南京工程学院
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蒸汽发生器传热管道破裂的重要性
• 压水堆核电厂的运行经验表明，蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中据首要地位。据报道，国外压水堆核电厂的非计划停堆次数这约四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。美国1992年更换磨石-2堆的两台蒸汽发生器，停堆192天，耗资1.9亿美元。可见，蒸汽发生器的可靠性是比较低的，它严重地影响着核电站的运行安全性、经济性及可靠性
破口处流量输送到二回路
5
二回路
蒸汽发生器二次侧表现为有来自一回路的水和能量
紧急停堆前
有水位调节系统：故障蒸汽发生器水位瞬时升高
无水位调节系统：故障蒸汽发生器水位连续增长
通向凝汽器旁路系统不可用：蒸汽压力增高直
汽机脱扣后到对空释放阀开启加明显
通向凝汽器旁路系统可用：一回路压力下降更
故障蒸汽发生器有发生满溢的可能
蒸汽发生器传热管道破裂事故（SGTR）
核电集控101 刘定坤
事故简介
• 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。
南京工程学院 4
事故过程
一、没有人干预时的物理性状
这里研究最初30min内，没有任何人干预时的一回路和二回路的不受约束的性状。
一回路
出现破口补偿水一回路水流失一回路压力下降紧急停堆一回路水收缩

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理探讨

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理探讨摘要：随着现代社会不断发展，电能需求量不断增多，相应提高了对发电厂的生产要求。

与传统发电模式相比，核电发电在发电效率及清洁性等方面更具有优势，是未来低碳能源的重要组成。

受其发电形式特殊性影响，核电厂对于生产工艺稳定性和安全性有着较高的要求。

蒸汽发生器传热管断裂是一种相对常见的核电厂运行事故，威胁着核电厂的正常生产。

笔者从事故探测、事故处理等角度，就其事故运行管理，发表几点看法。

关键词：核电厂；蒸汽发生器；传热管断裂事故；运行管理蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）是一种发生于蒸汽发生器机组的事故，通常表现为传热管两端出现剪切断裂，在核电厂生产运行中较为常见，如美国Ginna 核电厂、Surry1核电厂、比利时Tihange核电厂以及日本Mihama核电厂均发生过SGTR事故。

如在核电厂生产运行中发生SGTR事故，不仅会影响核电厂正常生产，还可能威胁核电工作人员的生命财产安全，因此从事故检测、处理等环节，全面提高SGTR事故运行管理水平，具有十分重要的现实意义。

一、SGTR探测手段分析虽然多个核电厂曾发生过SGTR事故，但SGTR整体发生率并不高，因此，加强SGTR事故探测，以及时发现故事发生征兆，并采用科学的措施进行调整，具有重要现实意义。

一般情况下，核电厂普遍选用SG二次侧放射性活度检测法，对SG传热管泄漏状态进行判断。

以大亚湾核电站为例，该站使用电厂辐射监测系统对内部压水堆核电机组二回路放射性活度进行监测，此系统共分为三个组成部分，分别对应SG排污系统（APG）、凝汽器真空系统（CVI）以及主蒸汽系统（VVP）三个系统进行放射性监测。

APG放射性探测：该部分探测主要借助SG取样管线对SG二次侧放射水平进行检测。

其优点是测量范围广泛，适用于停堆工况到满功率工况的任意阶段，并且故障判断较为准确。

缺点是泄露状态检测有延时，且无法从放射性对泄露量进行判断；CVI放射性探测：主要借助对冷凝器的放射性探测，判断SGTR事故发生情况。

核电厂 4.5 蒸汽发生器传热管破裂事故

有 4 3 .4 C i 的氙 1 3 3 和 0 .0 0 1 C i 的碘 1 3 1 被释放释放到周围环境的放射剂量包括 0 .6 C i 的放射气体和的碘 0 .0 1 C i 0 .0 0 0 2 C i 的液体物质由于堆冷系统放射性核聚集度很低，因此释放放射性物质也很少性性和素的
4.5 蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR) • 4.5.1 概述 • 4.5.2 事故过程 • 4.5.3 事故后操纵员的干预
4.5 蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)
4.5.1 概述蒸汽发生器传热管破裂事故是指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂导致的事故。它使一回路压力边界失去完整性，可能导致放射性绕过安全壳而直接进入大气。蒸汽发生器单根传热管破裂事故曾经被定义为极限事故，但已发生过多起这样的事故，有理由定为稀有事故。蒸汽发生器传热管断裂的主要原因是传热管承受机械应力和热应力，腐蚀使管壁局部变薄及传热管发生裂纹。
M ih a m a
月
P a lo V e rd e
1 9 9 3 年 3 月 1 4 日
号机组二号 S G 外表被腐蚀变裂
热薄
蒸汽发生器传热管破裂事故 (SGTR)
（1）对二回路造成污染；若凝汽器不可用，污染的蒸汽会排往大气，旁路安全壳。（2）故障蒸发器蒸汽管道满水危险，管道结构问题；安全阀过水，放射性更强。（3）本身是LOCA,堆芯冷却不足。
4.5.3 SGTR后操纵员干预
•识别故障的蒸发器 •隔离事故的蒸发器 •利用完好的蒸发器降温降压
蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析作者：陈洪兵来源：《科学导报·学术》2020年第25期摘要：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。

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。

M310核电机组蒸汽发生器传热管破裂事故诊断

M310核电机组蒸汽发生器传热管破裂事故诊断高云飞，王岩(福建福清核电有限公司，福建福清350300)摘要蒸汽发生器传热管是一二回路压力的边界，管壁两端存在很高的压差；蒸汽发生器内由于两相流动的存在，蒸发过程中，部分杂质会在蒸汽发生器管板处沉积。

在高压差和沉积物共同作用下，传热管发生破裂概率较大，一回路的大量放射性物质通过破口进入二回路，一旦故障蒸汽发生器满水，主蒸汽系统的安全阀带水排放，则大量放射性物质突破了核安全的三道屏障进入到环境中，因此需要妥善处理传热管破裂事故。

关键词8蒸汽发生器;传热管;放射性中图分类号:TH353 文献标识码：B DOI：10.16621/ki.issnl001-0599.2018.04D.1030引言蒸汽发生器传热管破裂事故同时涉及到反应堆的一、二回路，其诊断由两回路现象综合起来才能判定，而处理过程中两回路也需要密切的配合，具有一定的典型性。

1蒸发器传热管破裂现象蒸发器穿热管发生破裂事故时，一回路稳压器水位会明显下降，对应的化学与容积控制系统流量控制阀会持续增加开度，以调节稳压器水位;随着稳压器水位的下降，一回路压力也会降低。

对于二回路，蒸汽发生器除正常给水外，一回路冷却剂通过破口进人二次侧，导致蒸汽发生器水位高于正常水位，蒸汽发生器的排污系统水放射性也会升高；当进人二回路的放射性随凝结水进人凝汽器，凝汽器抽真空系统抽气放射性也会升高。

与一回路破口失水事故不同，蒸发器传热管破裂不会导致安全壳内压力、温度以及放射性的变化。

2蒸发器传热管破裂的诊断诊断蒸发器传热管破裂时要用到稳压器水位以及二回路放2.3模型评价表1过滤后确认为异常的数据综合高斯温升/温差/轴温/不间断累计温差高斯密度异常检测&&&温升/&趋势/&密度和过滤模型综616.7180217-1合挖掘，共3735例测试数据，共识别出异常1例，故障检测模型考虑温度变化趋势，检测效果更优。

蒸汽发生器传热管破裂事故缓解策略分析

蒸汽发生器传热管破裂事故缓解策略分析摘要：蒸汽发生器传热管破裂事故（Steam Generator Tube Rupture，简称SGTR）是核电厂中最为典型的四类事故之一，本文以大型先进非能动压水堆核电站立式蒸汽发生器为对象，探讨蒸汽发生器传热管破裂事故的缓解策略，以实现限制一回路向二回路泄漏并减小放射性释放的目的，确保核电厂安全、稳定运行。

关键词：SGTR，缓解策略，放射性释放1引言SGTR是指蒸汽发生器（Steam Generator，简称SG）中一根或多根传热管发生破裂导致的事故，事故会使一回路和二回路连通，使一回路的放射性介质扩散到二回路，破坏了第二道放射性屏障（一回路压力边界）的完整性，甚至可能导致放射性物质旁通安全壳而释放到环境中。

尽管核电机组已设计了多重屏障用于限制SGTR事故的后果，能够确保核电机组的整体安全，但操纵员快速有效的干预动作可进一步降低放射性物质的释放量，使其低于按照设计基准事故原则计算的剂量水平。

这些有效的干预动作包括隔离破管SG和降低反应堆冷却剂系统的压力等，以终止一回路向二回路的泄漏。

2蒸汽发生器简介核电厂的能量来源是核燃料的核裂变，通过反应堆冷却剂将热量传递到SG一次侧，与SG二次侧介质通过传热管进行传热，进而把能量带出并传输到汽轮发电机。

核电站工作原理如图1所示。

图1 核电厂原理图其中，SG传热管作为一、二回路的隔离屏障，其完整性对于放射性包容和二回路的清洁性至关重要。

SGTR事故会导致高压的一回路冷却剂向低压的二回路释放，使SG二次侧介质被放射性污染，严重时甚至导致SG满溢，进而导致SG大气释放阀或安全阀动作，从而导致带有放射性的二回路介质释放到环境中。

3SGTR事故的缓解策略3.1 事故诊断为了应对SGTR事故，设计上采取了多重手段对SGTR的早期征兆进行诊断，包括SG排污放射性监测、主蒸汽管道放射性监测、凝汽器抽真空系统放射性监测等。

同时，还可通过放射性监测系统自动计算一回路向二回路的泄漏率，以指导操纵员进行对应的响应行动。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理分析

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理分析摘要：笔者对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故进行阐述，并对传热管破裂情况展开有效分析，分析每次处理作业过程中发生事故的重点，最终给相关工作员工提供处理事故的有效应对措施。

希望本文的浅薄见解，能够在蒸汽发生器传热管破裂的危险情况下，降低事故带来的风险，从而确保核电厂安全作业。

关键词：核电厂；蒸汽发生器；传热管；破裂处理引言核电厂一直以来都是国家发展过程中的重要部分，但因为核电厂运作时有其专有的特殊性，因此发生安全事故的情况特别常见。

大多数核电厂引发安全事故的原因为设备老旧、破损等，因此企业必须要加强检修设备的力度，确保运作过程中无安全事故发生。

本文对内部蒸汽发生器传热管破裂的情况进行分析，希望用合理的措施降低蒸汽发生器传热管破裂带来的风险。

一、阐述蒸汽发生器传热管破裂情况与干预策略（一）蒸汽发生器传热管破裂相关情况阐述蒸汽发生器SGTR是核电厂内部员工常说的蒸汽发生器传热管断裂事故的简称，通俗而言是蒸汽发生器内的传热管因某种因素的影响，突发双端剪切断裂的危险情况。

没有特殊情况发生时，蒸汽发生器SGTR本身的复杂性、特殊性决定其发生的安全事故危险程度高于其他事故，其具体有两种体现：①有放射性泄露风险：蒸汽发生器SGTR情况下，其蒸汽发生器很大机率会发生危险的满溢情况，从而使二次侧大气释放阀、安全阀无法关闭，并且加大安全壳旁通的概率，放射性物质会直接排放到大气中。

②发生频率高：从最近十几年开始，蒸汽发生器SGTR的发生频率已不低于十次。

（二）干预蒸汽发生器SGTR的策略蒸汽发生器SGTR在作业期间发生泄露的现象，可以总结成三种：首先，通常泄漏量会限制在规定的标准数值范围内，相关工作人员必须要时刻关注蒸汽发生器的作业情况，落实回路系统工作数值的监管制度。

同时在核电厂可以正常运行的前提下，细心观察泄漏量是否超过指定标准。

其次，稍不注意的情况下使泄漏量超出指定数值范围，但并未高于化容系统的补给水平，在此系统发挥自动调节功能时，出现上充流量可以和冷却剂损失互相平衡时，便可以有效阻止停堆现象发生；操纵员若要最大化减少高功率紧急停堆现象的发生率，其可以详细查看蒸汽发生器水位、冷却剂泄漏量和二回路放射性等，当可以准确认定蒸汽发生器SGTR发生的情况下，一定要采取手动方式降功率停堆。

核电厂 4.6 蒸汽管道破裂事故

பைடு நூலகம்
4.6 蒸汽管道破裂事故
1 事故定义
蒸汽管道破裂事故除了指蒸汽回路的一根管道(主管道或管嘴 ) 出现破裂所产生的事故以外，还包括蒸汽回路上的一个阀门(安全阀、排放阀或旁路阀)意外打开所导致的事故。按照破口的大小，破口截面小于一个阀门截面积且不能隔离属于2类事件；破口截面大于一个阀门截面积，且不能隔离属于3类事故；比3类更严重的属于4类事故.
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4.6 蒸汽管道破裂事故
2 事故危害蒸汽管道破裂时，由于一、二回路之间的耦合，反应性引入事故。它可从以下几方面影响核电厂的安全：（ 1）蒸汽管道破裂增加从堆冷却剂系统取走的热量，引起一回路冷却剂温度和压力下降。紧急停堆后，一回路冷却剂温度迅速冷却，堆芯有重返临界的危险。（2）蒸发器一二次侧压差增大，有诱发SGTR危险。（ 3）如果管道破口侧在安全壳内，大量蒸汽的排放会使安全壳升温超压,危及安全壳。（ 4）如果在事故前蒸汽发生器传热管有破损，一次回路水向二次回路泄漏，裂变产物有可能释放到堆外环境中去。
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3 对付主蒸汽管道破裂事故的措施
（1）根据蒸汽管道低压或管道间高压差，启动安全注入系统，向堆芯注入高浓度含硼水，保持堆在次临界状态。（2）限流器对故障蒸汽发生器流量限制；关闭故障管线的主蒸汽隔离阀（具备快关功能）及其旁路阀，防止正常蒸汽发生器蒸汽流失；（3）故障的蒸汽发生器二次侧停止供水，防止持续过度冷却；（4）若在安全壳内的蒸汽管道发生破裂，安全壳高压信号启动安注和安全壳喷林系统，保证安全壳的完整 3 性。

AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析

15.6.3 AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析（SGTR:Steam Generator Tube Rupture）1 事故起源及过程1.1 事故过程本事故分析假设单根蒸汽发生器管道发生完全断裂，并且发生破裂时冷却剂已被破损燃料元件泄露的裂变产物所污染。

由于一回路系统的具有放射性的冷却剂泄露，导致二回路污染程度增大。

在厂外电力丧失或冷凝器蒸汽排放系统故障时，通过蒸汽发生器电动卸压阀或安全阀，将向大气释放放射性。

对蒸汽发生器内换热管的完全断裂假设是一个保守假设，因为实际上换热管材料（690不锈钢）具有抗腐蚀性和一定塑形变形能力。

换热管更可能的故障模式是更小的破损或不明原因产生的破损。

二回路的放射性活度是被实时监测的，放射性泄露的积累量是不允许超过技术指导书规定的整定值的。

AP1000能对SGTR采取自动保护措施，从而缓轻事故后果。

这些保护措施包括：停堆、启动非能动余热排出系统(PRHR)、启动堆芯注水系统、关闭稳压器中的加热器、以及切断化容控制系统流量和使蒸汽发生器保持高-2水位或高水位的给水流量。

采用保护措施后，冷却剂系统将自动冷却及降压，阻断泄露及蒸汽释放，使冷却剂系统长时间保持在稳定状态。

这些保护系统能够避免蒸汽发生器被液态水充满，使得厂外剂量保持在允许值以下。

操作员也可以采取其他措施使SGTR后果更快地减缓。

下面将介绍一系列警报系统，操作员可根据警报快速识别SGTR的发生，确定以及隔离破损的蒸汽发生器，完成需要的应对动作以稳定系统状态及切断一二回路间的泄露。

恢复动作需要在一定时间限度内完成，才能在蒸汽发生器充满之前、厂外剂量在限值以下而且不触发ADS的情况下，完成对泄露的切断。

这需要一些指示和控制系统帮助操作员实现这些功能。

1.2 蒸汽发生器传热管破裂的事件序列在SGTR发生后将发生下列事件：●稳压器低压警报触发，为了保持压力，化容控制系统补水和稳压器加热装置启动。

另一方面，主给水系统向受影响的蒸汽发生器的给水量将减小，因为一二回路间的破口流量将增高该蒸汽发生器的水位。

核电厂蒸汽发生传热管破裂事故处理

核电厂蒸汽发生传热管破裂事故处理————————————————————————————————作者：————————————————————————————————日期：核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理-机电论文核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理毛家祥刘全友杨加东陆永卫张志阳（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300）【摘要】压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生后，操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器；对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂的泄漏；及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止蒸汽发生器传热管的泄漏；继续降温降压，将电厂带入最佳状态。

处理过程中要力求快速和准确，限制放射性流出物向大气环境的不可控排放，将事故后果降至最低。

关键词蒸汽发生器；传热管；破裂；处理0 引言压水堆核电厂随着运行年限的增加，蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生的概率逐年增加。

本文以CP300压水堆核电机组为例，对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）处理进行讨论。

1 事故诱因蒸汽发生器（SG）传热管管束多，CP300核电机组电功率为300MW，其单台SG传热管多达2977根。

传热管管壁薄，只有1.2mm。

同时传热管工作环境恶劣，其一二次侧均为高温高压快速流动的冷却剂，且二次侧为两相流体。

长年的运行对管壁不断冲刷而造成磨损腐蚀。

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理_1

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理发布时间：2022-05-06T06:43:57.603Z 来源：《中国科技信息》2022年第1月第2期作者：蒋康[导读] 本文分析压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂的问题蒋康福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：本文分析压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂的问题，从探测方法、安全分析的方面分析事故的解决对策，明确事故的处理难点和重点。

蒸汽发生器传热管断裂表示蒸汽发生器中的传热管出现了两端断裂的问题，要解决这一问题，就要从设计制造和运行方面制定合理的改善对策。

关键词：核电厂；蒸汽发生器；传热管断裂事故；运行管理蒸汽发生器传热管断裂事故的解决对策重要包括：第一，选用高韧性材料，针对管材进行特殊的热处理，可以选用胀管作为管材。

第二，加强二回路水化学处理及排污操作。

第三，改善管束底部流动情况，减少低速区。

在压水堆施工的前期阶段，出现了几次典型的传热管断裂事故，传热管断离事故的发生率较高，针对其进行研究，分析形成原因，采取有效的手段进行管理。

一、蒸汽发生器传热管断离事故的探测手段蒸汽发生器传热管断裂的可行性较小，尽早的明确蒸汽发生器传热管断裂的前兆是避免事故发生的主要手段。

可以采用蒸汽发生器的二次侧放射性活度的手段判断传热管泄露的情况。

就比如说，我国的大亚湾核电站，百万千万级压水堆核电机组对二回路放射性的监管主要通过辐射检测系统的仪器完成，主要监测内容包括蒸汽发生器排污系统的放射性探测、凝汽器真空系统放射性探测、主蒸汽系统的放射性探测。

各种探测仪器的优缺点见表1。

二、蒸汽发生器传热管断裂事故处理对策（一）工作人员的处理措施比如大破口的蒸汽发生器传热管断裂事故，核电机组运行人员采用A3处理流程进行核电机组的管控，能够限制冷却剂的流失和放射物的释放，操作流程见图1。

要提高核电厂的安全水平，工作人员在管理中还要注意以下几点内容：第一，确定紧急停堆生效。

紧急停堆能够快速降低堆芯的功率，从而也能减少通过蒸汽发生器排出的功率，减少堆芯的功率还能减少因为断裂的传热管漏出的反应堆冷却剂在二次侧汽化，能够避免对二回路造成严重的污染。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理

科技视界Science &Technology Vision科技视界0引言压水堆核电厂随着运行年限的增加,蒸汽发生器传热管破裂(SGTR )发生的概率逐年增加。

已经发生过SGTR 事故的压水堆机组有:1976年的美国Surry 1号机组、1979年的比利时Doel 2号机组、1982年的美国R.E.Ginna 电厂、1987年的美国North Anna 1号机组、1988年的美国MC Guire 1号机组、1991年的日本Mihama 2号机组、1992年的美国Palo Verdo 2号机组、1996年的比利时Tihange 电厂等。

本文以CP300压水堆核电机组为例,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR )处理进行讨论。

1事故诱因蒸汽发生器(SG )传热管管束多,CP300核电机组电功率为300MW ,其单台SG 传热管多达2977根。

传热管管壁薄,只有1.2mm 。

同时传热管工作环境恶劣,其一二次侧均为高温高压快速流动的冷却剂,且二次侧为两相流体。

长年的运行对管壁不断冲刷而造成磨损腐蚀。

一二次侧冷却剂为了控制PH 值,分别添加了LiOH 、N 2H 4等,SG 的汽水分离又造成了二次侧冷却剂中杂质的局部浓缩,这就容易造成传热管的点蚀、缝隙腐蚀和苛性腐蚀。

此外传热管还受到应力腐蚀、疲劳腐蚀等的侵害。

这些金属的局部腐蚀对蒸发器传热管危害很大,容易造成传热管在运行过程中的失效,且具有难以预测的特点。

2事故征兆CP300核电机组的蒸汽发生器、除氧器及凝汽器均设置有辐射监测系统。

一旦出现SGTR 事故,可能出现的报警和现象有:蒸汽发生器排污水放射性高并可能报警(CB-524);蒸汽发生器取样水放射性高并可能报警(CB-524);凝汽器抽气器排气放射性高并可能报警(CB-524);除氧器排气放射性高;N-16监测仪指示上升(CB-524)。

SGTR 会引起一回路冷却剂泄漏,造成一回路水装量的减少,从而引起的报警、现象及自动动作有:容控箱液位下降并可能发“VCT 液位低”报警(CB-520);上充流量增加并可能发“上充泵母管流量高”报警(CB-520);可能发“稳压器低液位偏差”报警(CB-521);“SG 泄漏率高”报警(CB-524)。