蒸汽发生器传热管断裂事故论文
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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 2 ABSTRACT Steam 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。 1.1 蒸汽发生器传热管道破裂的重要性 .................................... 错误！未定义书签。 1.2 设计任务 .................................................................................................................. 1 1.3 方案选择 .................................................................................................................. 1 2 PCTRAN软件介绍......................................................................................................... 2 2.1 PCTRAN简介 ......................................................................................................... 2 2.2 PCTRAN特点 ......................................................................................................... 3 3 事故过程 ......................................................................................................................... 4 3.1 没有人干预时的物理性状 ...................................................................................... 4 3.1.1 一回路 ............................................................................................................ 4 3.1.2 二回路 ............................................................................................................ 5 3.2 运行人员干预时的物理性状 ................................................................................. 5 3.3 STGR事故序列....................................................................................................... 6 3.4 SGTR事故现实分析事件次序 ............................................... 错误！未定义书签。 4 事故后果 ....................................................................................................................... 7 5 RCTRAN仿真 .............................................................................................................. 7 总 结 ................................................................................................................................. 11 致 谢 ................................................................................................................................. 12 参考文献 ............................................................................................................................. 13 核反应堆安全分析（论文） 1 绪论 1.1 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。 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。 1.2 设计任务 本文主要通过用PCTRAN软件来模拟蒸汽发生器传热管断裂事故所引起的后果，并分为有人为干预和无人为干预的情况。 1.3 方案选择 对蒸汽发生器传热管道的破裂的过程描述和结果分析，并运用PATRAN软件进行模拟，给出几张模拟图。 1 核反应堆安全分析（论文） 2 PCTRAN软件介绍 2.1 PCTRAN简介 自从三哩岛核泄漏事件之后 ,核电站的模拟仿真及严重事故分析 日趋受到重视。迄今,国际上已形成一批较为成熟的核电站全范围高保真模拟仿真系统以及适用于各种事故工分析研究的软件。前者以美国的 GSE system,加拿大的Mapps 和法国的 Corys TESS等公司的产品为代表,后者包括美国Sandia 国家实验室的MELCOR ,美国爱达荷国家工程与环境实验室的SCDAP/RELAP。但是上述仿真系统结构复杂 ,操作繁琐 ,价格在百万至千万元人民币之间,便携性差 。为此 ,美国公司开发了适用于不同堆型核电站模拟仿真与严重事故分析的小型软件PCTRAN该软件的价格约30万元人民币 2.2 PCTRAN 特点 ①操作界面直观简便 PCTRAN提供主控制界面和辐射剂量检测模拟界面。可在主控制面板上对各类控制设备进行直接操控 ,并可在辐射剂量检测模拟界面上看到厂区各区域的辐射剂量瞬时值和累计值。 ②输人输出格式多样化 可采用Access,Excel和即时曲线图格式。 ③仿真速度超实时 正常工作步长为0.5s ,但能以2,4,8和16倍的速度进行仿真运算。 ④初始条件故障模拟和回溯 PCTRAN提供了20种自定义初始条件和20种核电站运行故障模拟 ,基本囊括了核电站常见故障事故、设计基准事故和超设计基准事故。回溯功能可对事故瞬态过程进行回放 ,对事故分析十分重要。的主要模块包括堆芯动力学模块、反应堆冷却剂系统模块 、蒸汽发生器模块、核燃料和分级堆芯模块 、辐射剂量泄漏计算模块。PCTRAN可以模拟20种核电站运行故障。 见表1。 2 核反应堆安全分析（论文） 表1 PCTRAN模拟的20种核电站运行故障及事故 编号 故障名 备注 1 热腿LOCA故障安全分析 2 冷腿LOCA故障安全分析 3 安全壳内蒸汽管道破裂故障 4 安全壳外蒸汽管道破裂故障 5 丧失给水故障 6 主电源丧失故障 7 主泵失效（转子锁死）故障 8 主蒸汽隔离阀关闭故障 9 汽轮机脱扣故障 10 蒸发器A管道破裂 11 蒸发器A管道破裂 12 弹棒事件 13 落棒事件 14 慢化剂稀释故障 15 甩负荷故障 16 安全壳泄漏故障 17 燃料棒泄漏故障 18 安全壳内燃料操作失误 19 辅助厂房内燃料操作失误 20 辅助厂房内下泄管道破裂 * * * * * ** ** ** ** ** ** 3 核反应堆安全分析（论文） 3 事故过程 3.1 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。 3.1.1 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去情况相似。与一般破口不同的是，破口流体不是音速的，所以泄漏流量仅取决于一回路与二回路之间的压力差。破口的出现，导致一回路压力下降，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的隔离来补偿。 由于最大上冲流量不足以补偿泄漏流量，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降温，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限时，它导致安全注射系统投入工作，后者将化学与容积系统隔离，并趋于补偿一回路水的流失，因此区域保持破口的泄漏流量。 高压安驻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二回路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，这个压力水平缓慢减小。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。由此引起泄漏流量稍微下降，以及安驻系统稍微增大。 至于稳压器，在事故第一阶段，它的水位降低，因为化容系统回路仅部分的补偿一回路水的损失。紧急停堆后，由于一回路水收缩，它迅速的向外排水。在安驻系统投入工作后，一回路中的水量稳定，稳压器中的水位很可能超出测量范围。 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的直上，这个值使得破口处的流量被安全注射系统所补偿，于是剩余功率通过蒸汽发生器管束的热交换输送到二回路。 3.1.2 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4 核反应堆安全分析（论文） 水位将保持不变。可以观察到，紧接着断裂发生，故障的蒸汽发生器的水位瞬间升高。 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，故障蒸汽发生器中的水位连续增长。同时，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，二回路压力变化不大。 紧急停堆后，由于蒸汽流量很快降为零引起的收缩现象，使所有蒸汽发生器中的水位大幅度下降。 汽轮机脱扣后，如果通向凝汽器的旁路系统不可用，将导致蒸汽压力增高，直到对空释放阀打开。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更加明显。 蒸汽发生器辅助给水系统的两个电动辅助给水泵由于安全注射系统投入工作而启动，使得3个蒸汽发生器的水位增加快得多，因而一回路水经过断裂的传热管道进入二回路，与辅助给水系统的水相加。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，其后果相当严重，这要求运行人员必须在30min内找到和确认故障蒸汽发生器并成功隔离开来。 3.2 运行人员干预时的物理性状 运行人员的第一项工作当然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演变情况来实现的。一旦辨认清楚，就应当隔离故障蒸汽发生器，以限制向大气排放。 运行人员的首先第一是开启故障蒸汽发生器的排污回路，目的是避免灌满这个蒸汽发生器。 隔离了之后，当由完好的蒸汽发生器冷却后，后者的内压力固然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，因而有稀释一回路的风险。 5 核反应堆安全分析（论文） 图1 SGTR事故时运行人员干预前事故过程 图2 SGTR事故时运行人员干预后事故过程 6 核反应堆安全分析（论文） 3.3 事故序列 表2 事故序列 事件 时间（秒） 传热管破裂 0.0 停堆信号 198.9 停堆动作 200.9 主给水终止 200.9 SG释放阀开启 204.0 安注信号 335.2 安注流量进入 360.2 辅助给水注入 396.0 操作员采取隔离和冷却动作 1800.0 3.4 SGTR事故现实分析事件次序 表3 SGTR事故现实分析事件次序 （1）停堆（A） （2）汽轮机停机（A） （3）失去场外电源，主泵停转（A） （4）SG安全阀开启（A） （5）安注动作（A） （6）辅助给水启动（A） （7）主蒸汽管道隔离（O） （8）完好SG排汽，降RCS压力到破损SG压力（0） （9）开一只稳压器PORV，降RCS到破损SG压力（0） （10）终止安注（0） （11）建立上冲下泻，维持稳压器水位在20%（0） （12）开启稳压器喷头，终止破口流量（A） 4 事故危害 （1）二回路载热增加导致一回路降温降压，受负温度反应性系数影响，相当于反应性引入，停堆后仍有重返临界危险； （2） 断管若在安全壳内，蒸汽排放会使安全壳升温超压； （3）若事故前蒸汽发生器有破损，则可能使裂变产物释放到汽轮机厂房甚至大气。 5 PCTRAN模拟 （1）蒸汽发生器传热管A管道破裂 7 核反应堆安全分析（论文） 图3 A的冷腿温度变化 图4 燃料的峰值温度变化 8 核反应堆安全分析（论文） 图5 包壳的峰值温度变化 （2）蒸汽发生器传热管B管道破裂 图6 燃料活性变化 9 核反应堆安全分析（论文） 图7 稳压器的加热器电量变化 图8Flow Accumulator 变化 10 核反应堆安全分析（论文） 总 结 本文通过对蒸汽发生器传热管道破裂事故的分析以及模拟进一步强调了蒸汽发生器传热管道的重要性，并且通过PCTRAN软件对蒸汽发生器传热A管道和蒸汽发生器传热B管道断裂分别进行了模拟分析。 通过写此次论文，我收获很大，虽然做好一件事情很难，但用心去做，就会有新的收获，虽然以前写了很多论文，但这次是有史以来最认真的一次。并且，通过此次论文的书写，我查阅了很多相关资料，拓展了我的知识面，而且加深了我对蒸汽发生器传热管断裂事故的理解以及思考，当然，我还再一次熟悉了PCTRAN软件的应用。 当然，本论文存在很多不足，我会在以后的论文学习中慢慢改进。 11 核反应堆安全分析（论文） 致 谢 感谢党，给了我们优越的学习环境；感谢父母，多年以来的大力支持；感谢老是的辛勤教诲；感谢同学们的帮助。 感谢老师在百忙之中抽出时间对本文进行指导与纠正，祝所有的老师工作顺利，祝所有同学学习进步。 12 参考文献 [1] 朱继洲 奚树人 单建强 核反应堆安全分析 西安:西安交通大学出版社,2004 [2] 臧希年 核电厂系统及设备 清华大学出版社,2010 [3] 蔡章生 新型止回阀作为压水堆反应事故措施的可能性探讨,1985 [4] Tong .L S ,Weisman J. Thermal Analysis of Pressurized Water Reactor.1979 本文来源：https://www.wddqw.com/doc/0d209fc649fe04a1b0717fd5360cba1aa8118cc6.html