核電站SGTR事故的監(jiān)測判別和人員響應

李勃

【摘 要】SGTR事故的監(jiān)測判別是核電站判斷是否發(fā)生一回路向二回路泄露的標準，也是人員采取相關行動的重要依據。本文主要闡述了核電站SGTR事故的監(jiān)測判別方法和人員在事故后的響應。

【關鍵詞】SGTR事故；監(jiān)測判別；人員響應

1 SGTR事故的監(jiān)測和判別

蒸汽發(fā)生器是將一回路冷卻劑的熱量通過傳熱管傳遞給二回路給水，使之產生驅動汽輪發(fā)電機組的干飽和蒸汽的熱交換設備。蒸汽發(fā)生器內傳熱管作為一回路壓力邊界，承受一回路壓力，并與一回路其它壓力邊界共同構成防止放射性裂變產物逸出的第三道安全屏障。蒸汽發(fā)生器內一回路向二回路的泄漏即發(fā)生SGTR事故是可能導致嚴重事故的始發(fā)事故。如果泄漏量很小，則不會對系統(tǒng)安全性和公眾環(huán)境產生明顯影響。但是，大的泄漏量則意味著一回路壓力邊界失去了完整性，從而會進一步導致冷卻劑喪失，堆芯冷卻不足和放射性物質大量外逸的嚴重事故。

當發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故時，會導致主蒸汽、蒸汽發(fā)生器排污水和凝汽器不凝結氣體的放射性升高。基于這一特點，核電站對蒸汽發(fā)生器傳熱管的破損監(jiān)測會采用多重冗余設計。每個環(huán)路的主蒸汽管道旁都設置完全相同的總γ探測器連續(xù)監(jiān)測主蒸汽的γ劑量率。一般事故信號采用“幾取幾”的判斷原則（根據核電站設計環(huán)路數而確定，例如，4個環(huán)路采取4取2判斷原則，當4個信號中有兩個超過限值即可判斷發(fā)生了SGTR），當出現主蒸汽管線γ劑量率大于設定值信號時，反應堆停堆保護會動作。另外，還在主蒸汽管道旁設置一臺16N監(jiān)測儀連續(xù)監(jiān)測主蒸汽中16N的活度。16N是一回路冷卻劑在經過堆芯活性區(qū)時通過16O（n，p）16N核反應后生成的放射性同位素。由于它具有半衰期短（T1/2=7.2秒，冷卻劑中16N比活度與功率成正比關系）和發(fā)射的γ光子能量（Eγ=6.1和7.1MeV）高等特性，已成為測定蒸汽發(fā)生器泄漏率的極好指示劑。根據16N監(jiān)測儀測得的主蒸汽管內16N的γ輻射計數率，結合其它相關參量（如反應堆功率、主蒸汽管道流量、所在環(huán)路的主泵狀態(tài)等），通過其內部軟件的計算可以直接給出傳熱管的泄漏率，根據泄漏率的大小及其變化率可以分析和預測傳熱管破裂的程度及其發(fā)展趨勢。

此外，核電站還可以在每臺蒸汽發(fā)生器的排污管線上設置一臺γ探測器，連續(xù)監(jiān)測蒸汽發(fā)生器排污水的總γ體積活度，并設置相關聯(lián)鎖，當總γ體積活度大于設定時，將相應排污管線隔離。還可以通過化學分析人員取樣分析判斷是存在蒸汽發(fā)生器傳熱管泄露現象。根據蒸汽發(fā)生器排污水的γ體積活度，一回路冷卻劑比活度，以及蒸汽發(fā)生器給水流量、連排流量，化學分析人員定期對每臺蒸汽發(fā)生器內一回路向二回路的泄漏率進行計算，從而得到更為準確的泄漏值。

為了提高冗余性，核電站可以在凝汽器不凝結氣體排放管線也設置一臺γ探測器，對不凝結氣體的排放進行連續(xù)監(jiān)測。用于輔助判斷是否發(fā)生了SGTR事故。

蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂時，一回路冷卻劑進入二次側。使得穩(wěn)壓器液位下降，而受損蒸汽發(fā)生器液位上升，給水流量出現下降，核電站還可以針對此現象，設計邏輯，來判別SGTR事故，以達到反應堆停堆，減少一回路向二回路泄露的目的。

2 人員響應

對于SGTR事故，很難定量的對其進行分類。核電站一般會根據其技術規(guī)格書（核電站的圣經）中給出的一回路向二回路泄漏的正常運行限值，將SGTR大致分為三類：

2.1 小于正常運行限值的泄漏

蒸汽發(fā)生器傳熱管有輕微的破損，但還在正常運行的范圍以內。

泄漏量超過正常運行限值但不會觸發(fā)專設安全設施動作的泄漏。這種泄漏可由系統(tǒng)補償，可避免專設安全設施啟動，故障蒸汽發(fā)生器也無滿溢的風險。

2.2 超過正常運行限值但不會觸發(fā)專設安全設施動作的泄漏

這種泄漏可由系統(tǒng)補償，可避免專設安全設施啟動，故障蒸汽發(fā)生器也無滿溢的風險。

2.3 觸發(fā)專設安全設施動作的泄漏

通常指多根傳熱管或集管破裂，此時專設安全設施會啟動，故障蒸汽發(fā)生器可能滿溢。

對于小于正常運行限值的泄漏，機組仍可以繼續(xù)運行，但操縱員必須根據自動輻射監(jiān)測系統(tǒng)關于反應堆冷卻劑、蒸汽發(fā)生器和排污水的放射性的指示，監(jiān)測泄漏量，以便采取進一步的措施。當蒸汽發(fā)生器一次側冷卻劑向二次側泄漏量超過定值，或者蒸汽發(fā)生器排污水放射性核素I131-135總活度值超過定值，必須在規(guī)定時間內對泄漏量和放射性總活度值的測量值進行多次復測，以排除測量的偶然性，確保測量準確，如果確信泄漏量增加，則必須在規(guī)定時間內將反應堆系統(tǒng)轉入冷態(tài)，以防止事故擴大。

對于超出運行限值的泄漏，表明放射性物質的釋放量有可能會超過規(guī)定限值，一回路壓力邊界失去了完整性，從而可能會進一步導致冷卻劑喪失和堆芯冷卻不足的事故。此時操縱員需加強監(jiān)測和取樣檢測，當一回路冷卻劑向二回路泄漏量或任一臺蒸汽發(fā)生器排污水中放射性核素I131-135單位放射性活度或蒸汽發(fā)生器排污水中放射性核素總放射性超過限值，則直接在規(guī)定時間內將反應堆系統(tǒng)轉入冷態(tài)。

對于一回路冷卻劑向二回路泄漏量超過限制，并且泄漏量有突變的情況，操縱員需首先通過事故停堆按鈕實施緊急停堆，使反應堆進入熱態(tài)，然后在規(guī)定時間內進入冷態(tài)。

對于第二類的蒸汽發(fā)生器傳熱管破損，其SGTR事故的征兆并不明顯。由于泄漏水平在系統(tǒng)可以補償范圍之內，穩(wěn)壓器液位仍會維持在額定液位（穩(wěn)壓器液位由上充泵通過調閥維持），但上充下泄流量差會有所增大。而相比如此小的泄漏量，正常的給水流量和蒸汽流量則是大得多的，因此，蒸汽發(fā)生器的液位和給水流量的差異也很難顯現出來。雖然自動輻射監(jiān)測系統(tǒng)能夠根據測量的放射性發(fā)出預警信號，提示操縱員注意冷卻劑一回路向二回路泄漏量可能偏大，但放射性水平仍可能達不到保護停堆的限值，所以安全系統(tǒng)動作的條件不會得到滿足。

實際上，如前所述，當事故得到確認，尤其是實施手動緊急停堆后，操縱員可以提前采取措施，來限制事故的發(fā)展，減輕事故后果。這主要表現在：

（1）采取向穩(wěn)壓器蒸汽空間噴淋降低一回路壓力，以減小泄漏量；

（2）通過非故障環(huán)路的大氣釋放閥或汽機旁排系統(tǒng)來降低一回路溫度，從而保證一回路沸騰裕量；

（3）停運故障蒸汽發(fā)生器環(huán)路的主泵。降低向事故蒸發(fā)器的熱量導出，以減少經由非故障蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥的放射性介質排放量；

（4）提前隔離故障蒸汽發(fā)生器給水，以延緩其達到滿溢的時間。隔離故障蒸汽發(fā)生器排污水，以減小放射性污染水平；

（5）在一回路壓力低于一定值后，隔離主蒸汽管道。

關閉所有主蒸汽快速隔離閥，確認故障蒸汽發(fā)生器的安全閥、大氣釋放閥及其前置閥關閉后，實施斷電隔離。

對于第三類泄露，在破口更大一些的SGTR事故中，可能會很快出現穩(wěn)壓器液位偏差，故障SG液位偏差信號，以及一回路沸騰裕量信號，導致保護自動觸發(fā)。此時，操縱員的主要任務就是監(jiān)視這些自動邏輯的動作情況，確保安全系統(tǒng)完成其安全功能。另外，主泵可能會由于冷段飽和裕度低而全部切除，此時，保障自然循環(huán)的建立和堆芯熱量的導出，也是操縱員需要重點關注的問題。

3 結束語

實際上，無論是手動降功率至停堆還是緊急停堆，或是停堆保護動作，停堆后最緊迫的任務是盡快使泄漏終止，阻止放射性物質向二次側擴散。

【參考文獻】

[1]朱繼洲.核反應堆安全分析[M].西安：西安交通大學出版社，2000：153-551.

[2]石俊英.1WWER21000型核電站SGTR事故分析[J].核動力工程，2000：23（2）：51-551.

[責任編輯：王楠]