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根據國外壓水堆核電站蒸汽發生器的運行經驗，結合我國核電站蒸汽發生器的情況，介紹了蒸汽發生器在運行中的事故與故障，并提出了相應對策。

蒸汽發生器；運行；事故；故障

Abstract:Thispaperdescribesaccidentsandtroublesinsteamgeneratoroperationandrecommendsrelevantpreventivestrategies,basedonextensiveoperatingexperienceofPWRsteamgeneratorsintheworldandtherelevantsituationofPWRsteamgeneratorsinChina.

Keywords:Steamgenerator;Operation;Accident;Trouble

國外核電站運行經驗表明，蒸汽發生器是壓水堆一回路壓力邊界最薄弱的環節。為了保證運行中蒸汽發生器的可靠性，從投運的那一天起就要跟蹤、評估蒸汽發生器的運行情況，發現問題要及時研究、解決。對運行中蒸汽發生器的管理內容包括：狀態跟蹤與評估，對國外相似蒸汽發生器的調研，事故與故障預測，制訂各種預防措施。預防措施包括雜質清除和在役檢查，取管、堵管和襯管的修理技術，特殊堵管標準，泥渣沖洗和化學清洗技術，二回路水質的控制(包括雜質返回的檢測等)。

1傳熱管破裂(SGTR)事故

1.1III類工況事故

考慮一根傳熱管完全斷裂，這類事故是稀有事故，但在核電站的整個壽期內有可能發生。截至1994年，有10臺蒸汽發生器的傳熱管破裂。其中有3臺是由二次側應力腐蝕引起的，有2臺是由高周疲勞引起的，有2臺是由松動零件磨損引起的，有2臺是由一次側應力腐蝕引起的，有1臺則是由耗蝕引起的。破裂的部位有3個在管板上方，有6個在U形彎管段區，僅有1個在下部支撐板附近。破口的大小和形態也不一樣，有7個破口是軸向破裂，裂紋長度為32～250mm，有2條裂紋呈360°的周向破裂，有1個為相鄰的2條裂紋組成。

1.2事故的過程、判斷和處理

(1)事故判斷的主要依據是：凝汽器抽氣器排氣監測、蒸汽發生器排污水監測、主蒸汽管道外16N監測均顯示放射性濃度急劇升高，并發出警報。

(2)傳熱管破裂時，由于蒸汽發生器一次側壓力比二次側壓力大得多，一次側水進入二次側。由于一次側水的喪失，使穩壓器水位下降，一回路壓力也隨著穩壓器內蒸汽容積的膨脹而下降。圖1、圖2分別表示穩壓器水位及壓力隨時間的變化，2條曲線反映2種傳熱器管的破壞情況。

(3)由于穩壓器低壓和低水位報警，上充泵流量將自動增加，穩壓器中的電加熱通電，力求穩定穩壓器中的壓力和水位。如果泄漏量超過上充泵流量，一回路水將繼續減少，導致自動停堆，汽輪機自動停機。穩壓器水位達到低低水位定值時，安注系統向一回路注水。

(4)由于一次側水漏入破管蒸汽發生器的二次側，導致二次側的壓力和水位升高，并出現給水量減少，蒸汽量和給水量失配。當水位達到高高水位整定值時，主給水隔離，輔助給水投入。

(5)此時如果有廠外電源，則利用蒸汽旁路系統，將蒸汽排入凝汽器，使一回路溫度、壓力迅速降低。

(6)如果沒有廠外電源，則主泵不能運行，凝汽器不能使用，此時蒸汽發生器靠自然循環排出堆芯余熱。

(7)破管蒸汽發生器的汽壓迅速升高，當達到釋放閥或安全閥動作的整定值時，帶放射性的蒸汽將通過這些閥門向大氣排放，造成環境污染。

(8)以輔助給水和安注水作為熱阱吸收堆芯余熱，因此，排入大氣的蒸汽量逐漸減少，一、二次側壓力逐漸相等。

(9)隔離破管蒸汽發生器，并隔離凝汽器排氣向大氣的出口。

以上(8)、(9)兩步是處理本事故的關鍵。為了使一、二次側壓力盡快相等，利用蒸汽旁路系統向凝汽器排汽是最快的方法，但放射性釋放量大，污染范圍擴大到二回路設備。如果蒸汽管道中存水，蒸汽釋放可能引起水錘效應，使二回路設備損壞。當一、二次側壓力相等后，還可以用反充冷卻、排污冷卻等方法來進一步降溫降壓。

事故處理一般要求在30min內處理完畢，可分下列3個階段：

(1)停堆到安注系統動作，時間約為5min；

(2)對事故的鑒定，時間約為10min；

(3)事故處理直到把破管蒸汽發生器隔離，時間約為15min。

2主蒸汽管道斷裂(MSLB)事故

2.1IV類工況事故

假定安全殼外一根主蒸汽管道完全斷裂，并且同時失去廠外電源，亦即凝汽器停止工作。屬極限事故，被認為是極不可能發生的。事故期間，受影響的蒸汽發生器在很短時間內完全排空，隨后所產生的蒸汽通過破口直接噴向大氣，直到被隔離為止。不受影響蒸汽發生器的釋放持續時間為8h。

為減輕和緩解主蒸汽管道斷裂事故的后果，系統設計采取了若干措施。蒸汽發生器的蒸汽出口處加裝了流量限流器，每條主管道上都安裝有主蒸汽隔離閥。保護系統還可以觸發安全注射、給水和蒸汽管道隔離等動作。

在主蒸汽管道破裂的初期，由于破口處蒸汽的泄漏，使蒸汽流量迅速上升，但流量加大的結果使蒸汽壓力降低，所以蒸汽流量上升一段時間后會逐漸下降。事故發生后，由于一回路的突然冷卻，一回路壓力、溫度降低，負的慢化劑反應性溫度系數使冷卻的結果減少停堆深度。假定停堆后有一束當量最大的控制棒卡在堆芯上部，堆芯便會不可控地發生再次臨界的危險。事故發生后，安注系統啟動向堆芯加硼，使其回到停堆狀態。

2.2主蒸汽管道斷裂事故分析準則

(1)假定一組控制棒卡棒，有或沒有廠外電源，并假定一個安全系統發生單一故障的情況下，主系統不應受到損壞，堆芯應保持其完整性。

(2)發生最嚴重的主蒸汽管道斷裂事故時，泄漏蒸汽不會使安全殼受到損害。

考慮事故后果時，可以認為堆芯達到了DNB點(沸騰危機，使傳熱系數劇烈下降)。但事實上，不論發生多大的破口，即使同時有當量最大的控制棒高位卡棒發生，也不會接近DNB。

2.3主蒸汽管道斷裂事故時的保護功能

(1)安注系統動作。穩壓器低壓信號，蒸汽管道高壓差信號，2條蒸汽管道高流量伴隨一回路低低平均溫度，或者1條蒸汽管道低壓信號，安全殼高壓信號均會觸發安注系統動作。

(2)反應堆超功率停堆和安注信號引發反應堆停堆。

(3)多重主給水管道隔離措施。繼續保持給水會加劇一回路的冷卻，因此，除正常控制系統會關閉給水線路閥門外，安注信號將迅速關閉給水泵所有的給水控制閥和隔離閥。

(4)蒸汽管道上截止閥的迅速關閉。2條蒸汽管道高流量伴隨一回路低低平均溫度或蒸汽管道低壓力，安全殼高高壓力可引發主蒸汽管道上截止閥迅速關閉。

(5)位于安全殼外邊的安全閥后，每一條蒸汽管道設有一個快速隔離閥。當一條蒸汽管道發生破裂時，隔離閥可以防止其它蒸汽管道內產生回流現象；如果破口位于隔離閥后面，它可以阻止蒸汽的繼續泄漏。

(6)蒸汽發生器出口處裝有一個流量限制器，能在極不可能發生的主蒸汽管道斷裂事故中限制蒸汽流量。由于流量限制器的存在，當蒸汽流量大量增加時，將產生限制蒸汽流量的一個背壓。從而提供幾個保護上的好處：防止在安全殼內的壓力迅速升高，將一回路水熱量排出的速率保持在可接受的限值內，減少了在主蒸汽管道上的推力，以及維持蒸汽發生器內件，特別是管板和管子上的應力在可接受的限值內。

3水錘事故

美國從1969年初到1981年5月共報告了67個壓水堆核電站的水錘事故，其中27個(占40)為蒸汽發生器的水錘事故。蒸汽發生器的水錘事故分別發生在13座壓水堆核電站中，水錘事故的強度和后果差別很大，從較小的噪音、給水管的振動，到給水管主支架的破壞，直到給水管的穿透裂紋。

3.1事故情況

發生事故的蒸汽發生器都是美國西屋公司和燃燒工程公司設計，帶有頂部給水環裝置，給水通過底部開孔的給水環，與再循環水混合后流向下降通道。

當給水系統發生故障時(如事故停泵、閥門失靈或因某些瞬變過程引起給水量快速減少)，給水量迅速降低，蒸汽發生器中的水位下降，給水環暴露在蒸汽之中。一般，給水環暴露1～2min，底部帶有排水孔的給水環中的水有可能流盡，并被蒸汽充滿。在這一瞬變后，當給水流量(一般為過冷度大的輔助給水)恢復時，給水通過水平給水管流入給水環，并在充滿蒸汽的給水環下部流動，在蒸汽和過冷給水間的交界面上會出現蒸汽快速冷凝。另一方面，隨著輔助給水量的增加，水平給水管與給水環連接處被水封除，水平管內形成一個孤立的蒸汽泡。由于汽泡內蒸汽的冷凝，汽泡外的壓力可達到7MPa，孤立的汽泡迅速縮小而潰滅，產生壓力脈沖。壓力脈沖的大小及其在給水管中的傳播取決于很多因素，其中包括汽泡內蒸汽的冷凝速率、汽泡和水塊的初始容積、蒸汽壓力、給水管道的聲速和管道的幾何形狀及布置。當壓力波在給水管道中逆向傳播時，在管道中產生的沖擊力，能夠引起管道支撐、阻尼器及管道本身的破壞。

3.2防止和減輕水錘事故的措施

(1)在給水環頂部安裝J形管。在給水環頂部安裝J形管，并將其底部的小孔封死。這樣，當水位降到給水環以下時，可大大降低給水環中的排水速率，排干水的時間要花20min以上，顯著地推遲了給水環排空水的時間。

(2)給水提前進入蒸汽發生器。喪失主給水后，蒸汽發生器中的水位下降，當J形管的給水環暴露于蒸汽后，雖能顯著地減緩給水環中水的疏干，但不能阻止給水環失水。如果蒸汽大量進入給水環前，立刻啟動輔助給水(最好是自動啟動)，有助于保持給水環中充滿水，防止水錘事故的發生。

(3)縮短蒸汽發生器給水入口水平給水管長度。蒸汽發生器的給水環和入口處的水平給水管，一般位于給水系統的最高位置，縮短給水入口處的水平管道長度，能減小排空的給水管道容積，從而使由冷凝引起的壓力脈沖減小。西屋公司建議水平給水管的最大長度為2.4m。

4給水系統故障

4.1預防措施

給水系統故障包括給水管道、給水泵和給水流量調節閥等出現的故障。這些故障將降低二回路吸收一回路產生熱量的能力，使一回路的壓力和溫度上升。為了避免蒸汽發生器的干涸，應啟用輔助給水系統。

輔助給水用于蒸汽發生器正常給水系統中的一個失效時，輔助給水系統成為應急手段用以排出堆芯余熱直到反應堆余熱排除系統投入運行。在這種情況下，由一回路放出的熱量通過蒸汽發生器(由輔助給水)輸給二回路，向凝汽器或大氣排放。

表1為秦山一期核電站給水系統故障與分析。針對主給水管道破裂在設計時采取了一些措施，當一條給水管道破裂不會危及另一條給水管道、主蒸汽管道和一回路管道時，其措施為：(1)2條給水管道之間進行隔離；(2)對管線進行限位和設置阻尼裝置；(3)設置阻擋噴出流體的屏障。如果有一條給水管道破裂，另一條完好的給水管道上的止回閥、隔離閥和調節閥仍能正常工作。給水調節閥(氣動)接到關閉信號后5s內關閉，而電動隔離閥在接到隔離信號后20s內全關。當接到下列任一信號，上述閥門隨即關閉，并且給水泵停止運行：(1)主蒸汽壓力低；(2)蒸汽發生器高高水位；(3)給水高流量、一回路水低流量；(4)給水高流量、一回路低平均溫度；(5)一回路低平均溫度。

為了保證給水系統能正常工作，系統中的重要設備要進行定期檢查，并進行下列試驗：

(1)給水管道安裝結束后，要進行投運前的冷態水壓試驗；

(2)冷態水壓試驗后，要進行熱態功能試驗；

(3)要進行在役檢查和定期維修。

4.2給水系統故障引起的事故

給水系統故障會引起給水溫度下降、給水流量增加、正常給水流量喪失和給水系統管道破裂等事故。

(1)給水溫度下降。對反應堆一回路的影響與二回路蒸汽流量增大相似。此事故不產生反應堆保護信號，在新的一、二次側ΔT下，反應堆在一回路平均溫度和壓力低于初始值下達到平衡。

(2)給水流量增加。需分析2種工況：①零負荷下事故開啟一個給水控制閥。蒸汽發生器水位高使主給水隔離，穩壓器壓力低低使一臺高壓安注泵啟動。分析應表明反應堆沒有重返臨界，燃料元件沒有損壞的風險。②滿負荷下事故開啟一個給水控制閥。蒸汽發生器水位高信號觸發反應堆緊急停堆和汽輪機停機。分析應表明，DNBR(偏離泡核沸騰比)大于安全限定值，不存在燃料元件損壞的危險。

(3)給水流量喪失。分析時假設輔助給水系統單一故障，汽動輔助給水泵失效。一臺蒸汽發生器水位低低與給水流量低同時出現，將觸發輔助給水電動泵啟動，水位低低使反應堆緊急停堆。分析應表明，蒸汽發生器水位低低信號會向反應堆提供保護。沒有一回路水從穩壓器排出，也不會喪失。蒸汽發生器水位雖然有所下降，但輔助給水系統仍可以確保堆芯余熱的導出，因此不會有元件損傷。

(4)主給水管道破裂。主給水管道破裂事故(破口定位于止回閥和蒸汽發生器之間的給水管道上)導致排熱能力減小。應分析2種工況：工況1，假設停堆后失去廠外電源，熱量由自然循環導出；工況2，沒有喪失廠外電源，熱量由強迫循環導出。分析應表明，完好蒸汽發生器低水位信號和給水/蒸汽流量失配信號同時出現，觸發輔助給水系統和緊急停堆。一回路系統不會發生大容積沸騰，輔助給水能夠充分地帶走余熱，沒有堆芯裸露的危險。

5水位過高或過低的故障

當水位調節系統發生故障，給水流量降低，或正常給水喪失，導致蒸發器水位過低，會引起蒸汽進入給水環，發生水錘的危險。如果蒸發器水位過高，會淹沒分離器甚至干燥器，出口飽和蒸汽濕度過高，會加速汽輪機葉片的磨蝕。

在低功率運行時的蒸汽發生器，控制水位很困難，會出現水位過高或過低的故障。造成這些故障的原因是蒸汽產生過程不穩定。因為蒸汽發生器的自然循環是由下降通道與上升通道(管束)之間流體靜壓頭的不平衡來維持的。高功率運行時，運動壓頭很明顯，能導致相對穩定運行。但當功率下降時，管束內蒸汽含量下降，兩相流體密度增加，減少了運動壓頭。當下降通道與上升通道中的靜壓頭趨于相等時，自然循環接近停滯狀態。在這種狀態下，水位難以控制。這種現象能在低水位或低功率的瞬態和穩態運行時隨時發生，如果控制系統不作適當調整，將會導致水位波動。

美國對在役壓水堆核電站調查表明，核電站停堆事故的30以上是主給水系統事故，其中，當功率低于20時，蒸汽發生器的水位故障是造成緊急停堆的主要原因。特別是在啟動時，水位控制更加困難，因為運行人員缺乏手動控制水位的經驗。一個設計合理的自動低功率給水控制系統能大大地減少核電站的水位故障。美國在St.Lucie核電廠中安裝了自動低功率給水控制系統，經歷了11次以上的停堆，沒有一次是由于蒸汽發生器水位故障而造成的。

大亞灣核電站蒸汽發生器的水位控制系統實現了從0～100負荷的給水自動控制，這不排除在異常情況下的人為干預。蒸汽發生器的水位調節是指控制其相應的給水閥開度，即控制進入蒸汽發生器的給水流量。蒸汽發生器的給水管線并列安裝著主給水閥和旁路給水閥。負荷為18以下時，水位由旁路給水閥調節，主給水閥則用于正常運行時的調節。由于在低負荷時，流量測量因壓差太小而不精確，且信/噪比變壞，造成水位控制異常困難。旁路給水閥的引入和其專用控制部分的設計，改善了低負荷下的給水調節，也避免了主給水閥的過多磨損。

秦山一期核電站當負荷大于20額定負荷時，水位是由控制主給水閥開度的三元系統控制的。三元系統是由水位、主蒸汽流量和主給水流量組成的一個協調系統。負荷為20以及以下時，水位由旁路給水閥控制，其開度受水位自動控制，也可在主控制室由運行人員手控。

6水質不良故障

6.1水質不良的3個級別

為了使蒸汽發生器二次側水質指標的偏差值和持續時間減到最小，規定了下列3個等級的糾正措施：

一級措施：水質偏離正常值，但不一定會導致蒸汽發生器管材的腐蝕，必須迅速識別異常值的原因，并加以糾正。在確認偏差后1星期內，把水質指標恢復到正常值。如果水質指標沒有回到正常值，那么這些指標就要進入二級措施。

二級措施：水質偏離正常值，如果繼續運行，會導致一定程度的蒸汽發生器管材的腐蝕，要下降功率，使腐蝕減到最小，必須迅速查明雜質的來源，并加以糾正。在最初4h內下降功率到合適水平(一般為滿功率的30或更低)，在100h內使水質指標恢復到正常值。否則，這些指標就要達到三級措施。

三級措施：水質偏離正常值，將會導致蒸汽發生器管材的迅速腐蝕，必須快速停堆，避免有害雜質的進入和濃縮。在4h內停堆，通過充分排污或排空，進行清洗，直到水質指標達到正常值。

6.2糾正行動

當水質指標超出正常值時，一般要采取下列糾正行動：

(1)增加蒸汽發生器的排污，以便最大程度地除去有害雜質；

(2)連續監督儀表的讀數，并與實驗室分析結果相比較；

(3)比較實驗室用各種分析得出的結果，以便取得一致；

(4)對關鍵的水質指標，發現有增加趨勢時，在短期內要增加取樣和分析的次數；

(5)探明并排除有害雜質的進入。

當水質指標達到某個糾正措施時，就要執行該級別的糾正行動，這些行動將根據水質指標和核電站的具體情況而定，每個核電站要對糾正措施規定行動的程序。

7出口蒸汽濕度不合格

目前世界上絕大多數立式蒸汽發生器的出口蒸汽濕度的設計指標為0.25。為了提高汽輪機的效率和可靠性，近來將這一指標提高到0.1。51型蒸汽發生器在法國Bugey核電站上出現過出口蒸汽濕度不合格的現象，通過試驗對汽水分離裝置進行了改進。D0型旋葉式分離器(直徑為508mm)安裝在美國的許多蒸汽發生器上，這些蒸汽發生器的出口蒸汽濕度勉強能達到或有時超過規定的濕度指標。秦山一期核電站也發生過出口蒸汽濕度超標現象，經試驗和現場改造后解決了該問題。

法國Bugey核電站1號機組采用51型蒸汽發生器，旋葉式分離器直徑為1420mm，出現過出口蒸汽濕度不合格的現象。為改善蒸汽品質，進行了一系列的改進與性能試驗。現場試驗表明，改進后的汽水分離裝置，改善了分離性能，使出口蒸汽濕度減小到0.04。

為了把D0型旋葉式分離器用于法國1300MW核電站用的68/19型蒸汽發生器上，對該型分離器進行過改進。先利用水——空氣、水——蒸汽和氟里昂試驗臺進行了一系列的試驗。選定的幾種新型的旋葉式分離器再在EVA試驗臺上進行試驗，經選型而重新設計的D2.1型分離器，可用于68/19型蒸汽發生器上，后來還決定將這種分離器用于55/19型蒸汽發生器上。1985年初，在Paluel核電站的蒸汽發生器(68/19型)上，對該型分離器進行實測表明，汽水分離裝置在全負荷下蒸汽出口濕度不超過0.03。

參考文獻

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