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核安全分析论文
核安全分析论文
核反应堆安全分析
（论文）
Title:
TheAnalysisofSteamGeneratorTubeRuptureinNuclearPowerPlant
题目：
核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析
学生姓名：
XXXX
专业：
核工程与核技术
学号：
0902
指导老师：
XXXX
二零一二年六月
核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析
绪论
压水堆（PWR）、坎杜堆、（CANDU）和俄罗斯的水慢化水冷反应堆（VVER）核电站中的蒸汽发生器，都是连结一、二回路的大型昂贵的主设备。
蒸汽发生器传热管的腐蚀及破损事故一直是核电站非计划停堆和电站容量因子损失的主要原因。
目前，世界上将近半数的压水堆核电站蒸汽发生器都是带有损伤的传热管在运行着，每年堵管数有10000～12000根。
到1996年底加装衬管的传热管共有96000根，已有37台核电机组更换了蒸汽发生器，另有17台机组订购了更换用的蒸汽发生器。
1993年1月，美国波特兰通用电气公司的特洛伊核电站成为第一个因蒸汽发生器事故而永久性停堆的机组，造成损失约4亿美元。
蒸汽发生器传热管面积占一回路压力边界面积的百分之八十左右，是整个一回路压力边界中最薄弱的部分，一旦发生传热管破裂事故，它将使核电厂一回路边界失去完整性，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。
而且，蒸汽发生器传热管破裂事故可能导致放射性直接绕过核电厂安全壳而进入大气或凝汽器。
所以传热管腐蚀破损事故不仅严重威胁着核电厂的安全运行，威胁核电厂的经济效益，而且也是对核电厂周环境边放射性污染的潜在威胁之一。
针对以上现象，通过对蒸汽发生器传热管破损事故分析，应加强对蒸汽发生器传热管的防护，以防止因传热管的破裂而引起的强迫停堆和放射性泄漏，一旦发生事故，尽量降低事故的影响
1.蒸汽发生器传热管概述
1.1传热管的发展及基本参数
蒸汽发生器的传热管传热面积是由大量小直径薄壁无缝ｕ形管组成，通常选用
传热管的外径为12～22mm，壁厚一般为1～1.2mm。
1988年以前，传热管材料大多使用18-8型奥氏体不锈钢。
后来由于出现了氯离子应力腐蚀破裂事故，大都改用只经工厂退火处理的Inconel.600合金，即I-600ＭＡ。
这种管型在早期运行中性能良好，到20世纪70年代中期相继发生了耗蚀、凹痕和晶间腐蚀现象。
大约从20世纪80年代中期开始使用经特殊处理的Inconel.600合金，即I-600TT。
联邦德国则从20世纪70年代开始一直使用Incoloy.800合金，即I-800。
传热管在被弯成Ｕ形后，对于弯管直径小的传热管还需要再次进行热处理，以消除残余应力。
以下是几种管材的物理和机械性能参数及当前我国几座核电厂蒸汽发生器传热管材料和参数。
表1.1列出上述几种管材的物理和机械性能参数；
钢号
密度/
（g/cm3）
导热系数/
（W/m.℃）
热膨胀系数/
（×10-6/℃）
抗拉强度/
MPa
屈服极限/
MPa
1Cr18Ni9Ti
8.0
15.48（100℃）
18.5（0～538℃）
539
196
Inconel-600
（退火）
8.42
14.65（室温）
19.26（316℃）
14.1（20～300℃）
≥549（室温）
≥240（室温）
215（300℃）
Incoloy-800
8.02
11.72（室温）
16.74（316℃）
16.1（20～300℃）
491（300℃）
167（300℃）
Inconel-690
17.6（350℃）
14.7（20～300℃）
≥551
276～448
表1.2为我国当前几座核电厂中的蒸汽发生器传热管材料和参数
田湾核电厂
秦山一期
秦山三期
秦山二期
大亚湾、岭奥核电厂
蒸汽发生器数量
4
2
4
2
3
传热管材料
0Cr18Ni10Ti
I-800
I-800
I-690TT
I-690TT
传热面积，m2
6115
3077.5
3177
5632.5
5435
传热管根数
11000
2977
3550
4640
4478
外径×壁厚，mm
ф16×1.5
ф22×1.2
ф15.9×1.13
ф19.05×1.09
ф19.05×1.09
图1.1蒸汽发生器U形传热管实物图
1.2传热管的形状及作用
传热管是蒸汽发生器中重要部件，它将反应堆产生的热量传递给二次侧给水，产生蒸汽推动汽轮机做功。
其中重要的能量传递过程就发生在蒸汽发生器的传热管部分，而且传热管还是分隔一、二回工质的屏障。
它对核电厂的安全运行十分重要。
传热管在不同的蒸汽发生器中，其布置的形状也不同，传热管的形状主要有：
U型、直管、螺旋管及其他形状。
其中以U型使用比较广泛。
图1.2传热管在蒸汽发生器中的位置
2.事故概述
2.1事故的定义及事故分类
蒸汽发生器传热管破裂事故（SteamGeneratorTubeRupture,简称SGTR）是指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂（也包括导致轻微泄露的裂纹）导致的事故。
它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。
另外，应当指出的是，蒸汽发生器传热管破裂事故可能导致放射性直接绕过核电厂第三道屏障（安全壳）而进入大气或凝汽器。
蒸汽发生器单根传热管破裂事故（SGTR）曾经被定义为极限事故，即归属于核电厂运行中的工况ⅳ-极限事故，它一旦发生，就会释放出大量的反射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑。
但是随着核电厂运行经念表明，在核电历史上已经发生多起这样的事故。
据统计，在1977年一年中，在79座运行的压水堆核电厂，就有34座发生了蒸汽发生器传热管破损，美国核管会（NRC）在1982年发表的调查报告指出，美国正在运行的48座核电厂中，有40座发生了蒸汽发生器事故，其中８座情况严重。
从1979～1994年，已有55台蒸汽发生器因传热管严重破损而被迫更换，其实际使用寿命平均仅约为14年（最短者仅8年），远未达到30～40年的设计寿命。
1979年比利时DOEL核电站，最近的一次为2000年的IndianPoint-2核电站事故。
该事故实际发生频率以远远超出了极限事故的发生频率，所以现在将它定位极限事故是不合理的。
2.2事故的主要原因
导致蒸汽发生器传热管破裂的主要原因有传热管承受机械的和热的应力，二回路水引起的腐蚀，特别是由于管板处的沉积物，使管板上方的管壁局部变薄及传热管发生裂纹和一回路水产生的腐蚀等。
而其中由发生腐蚀可能引发事故的发生有：
（1）耗蚀与凹痕。
由于传热管与支撑板之间有许多裂缝，可结聚二次侧水中的杂质，水平管板上也会堆积泥渣，这些缝隙和泥渣堆为传热管的腐蚀提供了环境。
早期压水堆蒸汽发生器传热管用因科镍600制造，经工厂退火处理。
二次侧水化学处理为磷酸盐处理，结果磷酸钠在缝隙和泥堆里浓缩，造成在这些区域内传热管耗蚀。
腐蚀产物在支撑板缝隙内堆积，对传热管形成挤压，造成管子的凹痕。
这种凹痕会造成支撑板的破损，甚至使管壁的拉伸应力达到屈服强度以上，可能诱发一次侧和二次侧应力腐蚀
（2）一次侧应力腐蚀。
一次侧应力腐蚀在传热管为因科镍600的蒸汽发生器里出现，是一种晶间腐蚀破裂。
需要下列3个条件：
腐蚀环境（高温水）；高的残余拉应力和工作应力（接近屈服强度）；敏感的管子微观结构。
其中一次侧的水温是导致该腐蚀的一个主要因素。
（3）二次侧的晶间应力腐蚀和晶间腐蚀。
二次侧的晶间应力腐蚀像一次侧应力腐蚀一样，需要3个条件：
拉应力，材料的敏感性和腐蚀环境（高温水含有腐蚀性杂质）。
晶间腐蚀是沿管子表面整个晶粒边界出现均匀或比较均匀的腐蚀，通常为二次侧晶间应力腐蚀的早期阶段
（4）点蚀。
点蚀主要发生在冷侧管板和第一块支撑板间的泥渣中或有污垢的管段上，是一群微小直径的管壁腐蚀点，在该处形成局部腐蚀电池。
点蚀与氯离子，低PH值，CuCl2和氧等有关。
（5）微振磨损与高周疲劳。
在U型弯头区的防振条离支撑点距离过远或者管子与防震条之间的简隙太大，都会在U型弯头区出现微振磨损。
高周疲劳是由于在U形弯管区流体流动诱发的振动和含有杂质的工质浓缩而造成的。
3.事故进程
3.1事故应对的基本原则
在美国三里岛事故中，操作人员的错误动作极大地加剧了事故的严重后果，基于此，现役核电厂一般采用“30min不干预”原则，即在发生事故最初30分钟，操纵员不干预核电厂的运行。
30分钟后人员必须干预，以隔离故障蒸汽发生器。
3.2没有人为干预时的物理状态
（1）一回路
在事故第一阶段，一回路的性状与一回路出现小破口的情况相似。
与一般破口不同的是，破口的流体流动不是音速的，所以泄露流量仅取决于一回路和二回路之间的压力差。
破口的出现，导致一回路水流失，所以一回路压力下降，在压力下降的初始瞬间，被化容系统上冲流量的增加所补偿，并且以后通过稳压器水位低引起下泄回路来补偿（如图3.1）。
由于最大上冲流量不足以补偿泄露流量，接着是一回路压力下降。
当压力下降到稳压器低压阈值时，它引起反应堆紧急停闭，并使汽轮机脱扣。
核功率的停止增长导致一回路剧烈增温，因而一回路水收缩，它加速一回路压力下降。
当一回路压力低于稳压器的压力极低阈值时，它导致安全注入系统投入工作，后者将化学与容积控制系统隔离，并趋于补偿一回路水的流失，因此趋于保持破口的泄露流量（如图3.1）。
图3.1SGTR事故时运行人员干预前事故进程
高压安注泵的流量一旦大于破口流量时，一回路压力回升，并稳定在由剩余功率水平以及同时通过破口和与二回路间的热交换导出的能量所决定的一个值上。
然后，由于启动蒸汽发生器辅助给水系统，这个压力缓慢减小。
辅助给水系统以较冷的水充满蒸汽发生器，所以增大了二回路的冷却能力。
由此引起泄露流量稍微下降，以及安注流量稍微增大。
至于稳压器，在事故的第一个阶段，它的水位降低，因为化容系统回路仅部分的补偿一回路的损失。
紧急停堆以后，由于一回路水收缩，它迅速的向外排水。
在安注系统投入工作后，一回路的水量趋于稳定。
但是在没有操作人员干预下，稳压器水位不会恢复到初始值，只能保持在较低水平（如图3.2）。
图3.2稳压器的混合液位
在没有任何人为干预的情况下，一回路压力稳定于高于二回路压力的值上，这个值使得破口处的流量被安注系统所补偿，于是剩余功率通过破口和通过蒸汽发生器管束中的热交换输送到二回路。
由于一回路的高温高压冷却剂进入二回路，引起二回路中的温度响应如下图3.3表示上封头冷却剂温度和饱和温度。
由图可见，在整个瞬态，上封头始终保持一定的欠热度，不发生汽化，堆芯不会暴露，元件没有烧毁。
图3.3上封头冷却剂温度和饱（■）和温度（▲）
（2）二回路
事故发生后，故障蒸汽发生器二次侧表现为有来自一回路的水和能量，特别是导致二回路被放射性污染。
紧急停堆以前，如果调节系统在工作，3个蒸汽发生器中的水位将保持恒定。
可以观察到，紧接着断裂发生，故障蒸汽发生器的水位瞬时升高。
没有水位调节时，由于提取的蒸汽总量与进入的水量之间不平衡，故障蒸汽发生器产生的蒸汽流量增加，引起从另外两个蒸汽发生器提取的蒸汽流量减小，由此导致在水和蒸汽流量之间的不平衡影响下，这两个蒸汽发生器的水位稍有增加。
在事故的这一阶段，二回路的压力变化不大（如图3.1）。
紧急停堆后，由于蒸汽流量很快降到零引起的收缩现象，使所有的蒸汽发生器中的水位大幅度下降。
汽轮机脱扣后，如果通向凝气器的旁路系统不可用，将导致蒸汽压力增高，直到对空释放阀开启。
如果通向凝汽器的旁路系统可用，它的开启使一回路压力下降的更明显。
蒸汽发生器辅助给水系统的两个电动辅助给水泵由于安注系统投入工作而启动，使得3个蒸汽发生器的水位回升。
故障蒸汽发生器的水位增长快的多，因为一回路水经过断裂的传热管进入二回路，与辅助给水系统相加。
这个蒸汽发生器在辅助给水系统的两台电动辅助给水泵和一台气动辅助给水泵供水时，有满溢的可能（图3.4）。
满溢有相当严重的后果，由于卸压阀直接通向环境，满溢后直接将产生大量的放射性释放，这就要求运行人员必须在30min以内找到和确认故障蒸汽发生器并成功将其隔离。
图3.4传热管破损的蒸汽发生器中水满溢进程
图3.4表示破损蒸汽发生器水装量随时间的变化，事故开始后，反应堆冷却剂经过破口进入二次侧，使破损蒸汽发生器的水装量基本呈直线上升，进入瞬态，出现满溢，以后水装量保持常值。
3.3运行人员干预时的物理状态
事故发生后，运行人员的第一项工作是识别事故和发生故障的蒸汽发生器。
这主要是根据蒸汽发生器的排污水放射性的报警和比较蒸汽发生器水位变化情况来实现的。
一旦辨认清楚，就应当隔离掉故障蒸汽发生器，以限制向大气排放。
然后消除泄漏。
运行人员的首要行动之一是应当开启故障蒸汽发生器的排污回路，目的是避免故障蒸汽发生器满溢。
隔离了断管的蒸汽发生器后，当由完好的蒸汽发生器冷却时，后者的内压力固定在释放阀的整定阈值水平：
当一回路压力小于二回路压力时，泄漏反向，因而有释放一回路水的风险。
运行人员干预后的事故进程（如图3.4）所示
图3.5SGTR事故时运行人员干预后事故进程
下图3.6给出了有厂外电时运行人员下破损蒸汽发生器水位响应曲线，结果表明，在采用人为干预下可在25min内终止破口流量（破损蒸汽发生器一二次侧压力平衡）破损蒸汽发生器不出现满溢。
在操纵员干预情况下，经破损蒸汽发生器排放到环境的带放射性的水量大大降低，排放环境的放射性远远低于允许限值
曲线1表示在无操纵人员是破损蒸汽发生器中的水位变化，由曲线可知，在该状态下，蒸汽发生器中的水位最终会出现满溢，满溢具有相当严重的后果，将会导致大量放射性物质进入环境中。
图3.6破损蒸汽发生器水位，1—无操纵员干预；2—有操纵员干预
4．事故后果
蒸汽发生器传热管破裂事故的主要事故后果有
（1）一回路水污染了二回路。
如果再加上凝汽器不可用，出故障的蒸汽发生器的释放阀门就将被污染的蒸汽排向大气，从而导致放射性物质向环境泄漏。
（2）有使断管蒸汽发生器和蒸汽管道充满水的风险。
由水排放的放射性比蒸汽排放的大的多，液态放射性排放更危险。
此外，蒸汽发生器的安全阀带水操作可能造成它们卡在开启的位置上。
（3）与所有的一回路失水事故一样，蒸汽发生器传热管破裂事故还具有使堆芯冷却不足的风险。
5.结语
蒸汽发生器是核电厂一、二回路枢纽，传热管作为枢纽中的关键主件，也是一回路中最薄弱的部分，我们应根据国内国外核电站运行经念，结合核电厂自身实际因素，对蒸汽发生器应加强传热管的防护，防止因蒸汽发生器传热管的破裂而引起的强迫停堆和放射性泄漏，并争取在哪核电站寿期结束前不更换蒸汽发生器。
一旦蒸汽发生器传热管破裂事故发生后，需要操纵员及时正确的干预，尽快终止泄漏，阻止放射性物质向二回路扩散，最好在蒸汽发生器水位为20%左右时关闭主蒸汽隔离阀。
假设操纵员30min内不干预，安全注入系统和辅助激素全容量投入，破损蒸汽发生器将出现满溢。
假如操纵员在15min内开始动作，利用完好蒸汽发生器快速排气和稳压器喷淋系统实施一回路系统快速降温降压，建议采用先降温后降压的方法。
可在30分钟内终止破口流量，破损蒸汽发生器将不会满溢，由温度响应可知，即使在最大控制棒处在完全抽出的位置，燃料元件也不会发生烧毁。
SGTR事故的处理，应尽量避免停止主泵。
对于同样的SGTR事故，即使采用同一个应急操作规程，可能因处理不同，而得到极为不同的结果。
所以，事故时应适时有效的采取措施，降低事故后果，防止事故进一步恶化升级。
参考文献
[1]臧希年.核电厂系统与设备（第2版）北京：
清华大学出版社2010.65～68
[2]朱继洲，奚树人，单建强，张斌.核反应堆安全分析.西安：
西安交通大学出版社，北京：
原子能出版社，2004.82～85
[3]李吉根，浦胜娣.秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析.[期刊文章].北京：
原子能科学技术，第27卷第4期.2～5
[4]丁训慎，核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护.[期刊文章].武汉：
腐蚀与防护，第21卷第1期,2000.15～17
[5]郭海红蒸汽发生器工作过程动态仿真:
[硕士学位论文].哈尔滨工程大学.10～11
[6]郑福裕，黄芳芝.压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究.[期刊文章].北京：
核动力工程.第14卷第6期，501
致谢
本人在学习核反应堆安全分析课程期间，受到了XXX老师的谆谆教诲，从中受益匪浅，开拓了视野，理论学习和实际应用知识得到了很大的提升，尤其是在学习怎样对核反应堆各个事故工况分析的这一段时间，X老师从基本概念出发，深入浅出，具体形象的介绍每个事故的工况分析，让我们收获颇多，这都源于XXX老师的辛勤劳动的结果，同时，也非常感谢为我们提供参考资料的作者，在此，本人真挚地向XXX老师和诸位作者表示感谢。
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