核电站SGTR事故的监测判别和人员响应

李勃

【摘 要】SGTR事故的监测判别是核电站判断是否发生一回路向二回路泄露的标准，也是人员采取相关行动的重要依据。本文主要阐述了核电站SGTR事故的监测判别方法和人员在事故后的响应。

【关键词】SGTR事故；监测判别；人员响应

1 SGTR事故的监测和判别

蒸汽发生器是将一回路冷却剂的热量通过传热管传递给二回路给水，使之产生驱动汽轮发电机组的干饱和蒸汽的热交换设备。蒸汽发生器内传热管作为一回路压力边界，承受一回路压力，并与一回路其它压力边界共同构成防止放射性裂变产物逸出的第三道安全屏障。蒸汽发生器内一回路向二回路的泄漏即发生SGTR事故是可能导致严重事故的始发事故。如果泄漏量很小，则不会对系统安全性和公众环境产生明显影响。但是，大的泄漏量则意味着一回路压力边界失去了完整性，从而会进一步导致冷却剂丧失，堆芯冷却不足和放射性物质大量外逸的严重事故。

当发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，会导致主蒸汽、蒸汽发生器排污水和凝汽器不凝结气体的放射性升高。基于这一特点，核电站对蒸汽发生器传热管的破损监测会采用多重冗余设计。每个环路的主蒸汽管道旁都设置完全相同的总γ探测器连续监测主蒸汽的γ剂量率。一般事故信号采用“几取几”的判断原则（根据核电站设计环路数而确定，例如，4个环路采取4取2判断原则，当4个信号中有两个超过限值即可判断发生了SGTR），当出现主蒸汽管线γ剂量率大于设定值信号时，反应堆停堆保护会动作。另外，还在主蒸汽管道旁设置一台16N监测仪连续监测主蒸汽中16N的活度。16N是一回路冷却剂在经过堆芯活性区时通过16O（n，p）16N核反应后生成的放射性同位素。由于它具有半衰期短（T1/2=7.2秒，冷却剂中16N比活度与功率成正比关系）和发射的γ光子能量（Eγ=6.1和7.1MeV）高等特性，已成为测定蒸汽发生器泄漏率的极好指示剂。根据16N监测仪测得的主蒸汽管内16N的γ辐射计数率，结合其它相关参量（如反应堆功率、主蒸汽管道流量、所在环路的主泵状态等），通过其内部软件的计算可以直接给出传热管的泄漏率，根据泄漏率的大小及其变化率可以分析和预测传热管破裂的程度及其发展趋势。

此外，核电站还可以在每台蒸汽发生器的排污管线上设置一台γ探测器，连续监测蒸汽发生器排污水的总γ体积活度，并设置相关联锁，当总γ体积活度大于设定时，将相应排污管线隔离。还可以通过化学分析人员取样分析判断是存在蒸汽发生器传热管泄露现象。根据蒸汽发生器排污水的γ体积活度，一回路冷却剂比活度，以及蒸汽发生器给水流量、连排流量，化学分析人员定期对每台蒸汽发生器内一回路向二回路的泄漏率进行计算，从而得到更为准确的泄漏值。

为了提高冗余性，核电站可以在凝汽器不凝结气体排放管线也设置一台γ探测器，对不凝结气体的排放进行连续监测。用于辅助判断是否发生了SGTR事故。

蒸汽发生器传热管破裂时，一回路冷却剂进入二次侧。使得稳压器液位下降，而受损蒸汽发生器液位上升，给水流量出现下降，核电站还可以针对此现象，设计逻辑，来判别SGTR事故，以达到反应堆停堆，减少一回路向二回路泄露的目的。

2 人员响应

对于SGTR事故，很难定量的对其进行分类。核电站一般会根据其技术规格书（核电站的圣经）中给出的一回路向二回路泄漏的正常运行限值，将SGTR大致分为三类：

2.1 小于正常运行限值的泄漏

蒸汽发生器传热管有轻微的破损，但还在正常运行的范围以内。

泄漏量超过正常运行限值但不会触发专设安全设施动作的泄漏。这种泄漏可由系统补偿，可避免专设安全设施启动，故障蒸汽发生器也无满溢的风险。

2.2 超过正常运行限值但不会触发专设安全设施动作的泄漏

这种泄漏可由系统补偿，可避免专设安全设施启动，故障蒸汽发生器也无满溢的风险。

2.3 触发专设安全设施动作的泄漏

通常指多根传热管或集管破裂，此时专设安全设施会启动，故障蒸汽发生器可能满溢。

对于小于正常运行限值的泄漏，机组仍可以继续运行，但操纵员必须根据自动辐射监测系统关于反应堆冷却剂、蒸汽发生器和排污水的放射性的指示，监测泄漏量，以便采取进一步的措施。当蒸汽发生器一次侧冷却剂向二次侧泄漏量超过定值，或者蒸汽发生器排污水放射性核素I131-135总活度值超过定值，必须在规定时间内对泄漏量和放射性总活度值的测量值进行多次复测，以排除测量的偶然性，确保测量准确，如果确信泄漏量增加，则必须在规定时间内将反应堆系统转入冷态，以防止事故扩大。

对于超出运行限值的泄漏，表明放射性物质的释放量有可能会超过规定限值，一回路压力边界失去了完整性，从而可能会进一步导致冷却剂丧失和堆芯冷却不足的事故。此时操纵员需加强监测和取样检测，当一回路冷却剂向二回路泄漏量或任一台蒸汽发生器排污水中放射性核素I131-135单位放射性活度或蒸汽发生器排污水中放射性核素总放射性超过限值，则直接在规定时间内将反应堆系统转入冷态。

对于一回路冷却剂向二回路泄漏量超过限制，并且泄漏量有突变的情况，操纵员需首先通过事故停堆按钮实施紧急停堆，使反应堆进入热态，然后在规定时间内进入冷态。

对于第二类的蒸汽发生器传热管破损，其SGTR事故的征兆并不明显。由于泄漏水平在系统可以补偿范围之内，稳压器液位仍会维持在额定液位（稳压器液位由上充泵通过调阀维持），但上充下泄流量差会有所增大。而相比如此小的泄漏量，正常的给水流量和蒸汽流量则是大得多的，因此，蒸汽发生器的液位和给水流量的差异也很难显现出来。虽然自动辐射监测系统能够根据测量的放射性发出预警信号，提示操纵员注意冷却剂一回路向二回路泄漏量可能偏大，但放射性水平仍可能达不到保护停堆的限值，所以安全系统动作的条件不会得到满足。

实际上，如前所述，当事故得到确认，尤其是实施手动紧急停堆后，操纵员可以提前采取措施，来限制事故的发展，减轻事故后果。这主要表现在：

（1）采取向稳压器蒸汽空间喷淋降低一回路压力，以减小泄漏量；

（2）通过非故障环路的大气释放阀或汽机旁排系统来降低一回路温度，从而保证一回路沸腾裕量；

（3）停运故障蒸汽发生器环路的主泵。降低向事故蒸发器的热量导出，以减少经由非故障蒸汽发生器大气释放阀的放射性介质排放量；

（4）提前隔离故障蒸汽发生器给水，以延缓其达到满溢的时间。隔离故障蒸汽发生器排污水，以减小放射性污染水平；

（5）在一回路压力低于一定值后，隔离主蒸汽管道。

关闭所有主蒸汽快速隔离阀，确认故障蒸汽发生器的安全阀、大气释放阀及其前置阀关闭后，实施断电隔离。

对于第三类泄露，在破口更大一些的SGTR事故中，可能会很快出现稳压器液位偏差，故障SG液位偏差信号，以及一回路沸腾裕量信号，导致保护自动触发。此时，操纵员的主要任务就是监视这些自动逻辑的动作情况，确保安全系统完成其安全功能。另外，主泵可能会由于冷段饱和裕度低而全部切除，此时，保障自然循环的建立和堆芯热量的导出，也是操纵员需要重点关注的问题。

3 结束语

实际上，无论是手动降功率至停堆还是紧急停堆，或是停堆保护动作，停堆后最紧迫的任务是尽快使泄漏终止，阻止放射性物质向二次侧扩散。

【参考文献】

[1]朱继洲.核反应堆安全分析[M].西安：西安交通大学出版社，2000：153-551.

[2]石俊英.1WWER21000型核电站SGTR事故分析[J].核动力工程，2000：23（2）：51-551.

[责任编辑：王楠]