蒸汽发生器传热管破裂事故

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）。

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

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

２０年第４期０９
ＮＯ．４．２９００蠢毪善置馨
核安全
ＮｕｅＳｅｙｃｌａｒａｆｔ
爰 ≮ ｌｌ爨ｌ％巍．｜ｌ§ 鬣｜誊爨誊｜誊｜魏｜ｌ｜强壤ｌＥ．《｜｜蠢ｉ《｜｜囊一｜｜霉
ＡＩ０ＰＯ０核电厂蒸汽发生器传热管
一
对应的隔离阀关闭。这两个假设对于厂外放射
性剂量来说是保守的，但对于破损蒸汽发生器
的满溢来说并不保守，原因如下：
３一７
２０年第４期０９
ＮＯ．４．２９００
强
÷
柱安全
ＮｕｃｅＳａｅｔｌａｒｆｙ
备及重要的非能动安全系统，如非能动余热排出热交换器（ＲＲＨ、堆芯补水箱、安全ＰＨＸ）壳内换料水箱（ＲＴ及安注箱。ＩＷＳ）在ＡＩ０ＰＯ０核电厂的安全分析报告中
果，包括：停堆，启动非能动余热排除
假设条件厂外电不可用，破损蒸汽发生器的释放阀打开后卡在开启位置
生器的给水量，可能会推迟破损蒸汽发生器发
生满溢。
。
．
（）破损蒸汽发生器的释放阀打开后卡２
在开启位置，一方面会使破损蒸汽发生器的压
（ＲＲ）系统，启动堆芯补给水箱（ＭＴ）ＰＨＣ注水，停止稳压器电加热器，隔离化容系统，隔离启动给水。这些保护措施使得在不需要操纵员干预的情况下，使一回路冷却剂系统自动降温降压，终止一回路向二回路的破口流量及

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。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加稳压器喷淋完全丧失的对策

核动力工程
Ｖ１３．ｏ２２１ｏ．１Ｎ．．００
于一回路冷却； ②正常喷淋和辅助喷淋不可用； ③ （３）当已经切换到上充模式（非高压安注模对于初始功率为１２Ｐ情况，汽发生器水位自％Ｆ０蒸式）时，要求关闭稳压器卸压阀。动控制系统在反应堆停堆前可用，而对于初始功率 △ 作为开启和停止稳压器卸压的判断指标，为５Ｐ情况，％Ｆ蒸汽发生器水位自动控制系统不可针对不同的高压安注配置，规定不同的 △ 阈值，同时还应设置用； ④假定电动辅助给水泵或汽动辅助给水泵都在以很好地满足关停高压安注的需要，适当的响应死区，以避免频繁地开启和关闭稳压器启动信号发出后最短时间延迟后启动。卸压阀。２２４操纵员干预操纵员在紧急停堆或安全注＿．射信号产生１ｍｉ后，０ｎ按照Ａ规程开始事故处理。３处理过程中分别考虑采用和不采用稳压器卸压对策两种情况。
４典型工况分析典型工况：选取初始堆芯功率为１２Ｐ发０Ｆ％，
２２主要假设＿
２２１初始事件＿．
初始事件为发生２根、根和等ｌ效０根传热管双端剪切断裂３．６种情况。２２２初始条件．．（）１初始功率水平考虑１２Ｐ（０％Ｆ额定功率）
和５Ｐ两种情况。％Ｆ
事故后果进行了分析和讨论，并针对不同传热管破裂数目、同功率水平下发生的ＳＴ不ＧＲ事故作了敏感性分析；对可能带来的负面效应作了评估。
采用和不采用稳压器卸压两种情况的事故过程和

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.
1
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。
2
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。

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。

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。

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。