本文通過對我國自主知識產權三代非能動壓水堆(國和一號) 與國內成熟運行的核電機組(CPR1000) 在無運行人員干預和有運行人員干預情況下的SGTR 事故演變過程進行對比，提出了二者在反應堆冷卻劑系統(RCS) 降溫降壓手段、蒸汽發生器狀態管理、主泵狀態、放射性后果、破損蒸汽發生器傳熱管(SG) 降壓方式等方面的不同， 以及二者放射性釋放可能性的差異。這種對比分析便于運行人員在事故中采取更有針對 性的干預措施，以使干預效果更加有效。
蒸汽發生器傳熱管破裂 (SGTR) 事故是壓水堆可能發生的最重要的事故之一[1]。由于SGTR 事故對反應性、堆芯余熱導出、放射性包容均有影響，所以，我們對SGTR 事故的有效干預非常重要。目前，我們對CPR1000 機組SGTR 事故的處理有比較豐富的實踐經驗和數據 (包括模擬機驗證)。 本文通過對國和一號與CPR1000 SGTR 事故的處理過程進行比較，使運行人員更好地理解三代非能動核電廠專設安全設施的特點，以增強干預的有效性。
1 無操縱員干預的事故過程
SGTR 事故不只限于一根或多根傳熱管的斷裂[2]，也包括引起持續性泄漏的倒U 形管的破裂。一旦發生SGTR 事故， 第 2 道安全屏障就失去了完整性。安全分析報告僅考慮單個蒸汽發生器中 1 根傳熱管完全斷裂的情況，因為在安全分析中認為一根傳熱管完全斷裂已經足夠保守。
1. 1 CPR1000 的SGTR 典型事故過程
發生SGTR 事故后，化容系統不能補償破口泄漏流量，一回路水裝量開始減少，穩壓器水位與一回路壓力下降。控制系統自動調節破損SG 的給水流量以維持水位在窄量程整定值。由于有泄漏，破損SG 給水流量減小。
凝汽器抽真空排氣放射性監測器、SG 排污放射性監測器和主蒸汽管道放射性監測器 (見表1) 的報警指示：“二回路系統放射性增加”。反應堆因穩壓器壓力低而停堆 (也可能由超溫ΔT 觸發)[3]。穩壓器水位下降導致上充增大，壓力降低使通斷加熱器投入，緩解了水位和壓力的下降。
穩壓器壓力低引發安注，安注可以補償泄漏流量，使一回路壓力與水位回升。這對堆芯冷卻有利，但不利于終止泄漏。
安注觸發主給水隔離，輔助給水啟動。
如果失去廠外電， 凝汽器則無法保證真空，因此， 蒸汽發生器無法向冷凝器排放蒸汽，而SG 壓力上升，導致大氣排放閥或者主蒸汽安全閥打開。安注繼續向一回路連續注入高 濃度硼水。高壓安注可以恢復一回路水裝量， 但是如果操縱員不干預，不停運安注泵，會使一回路壓力大于二回路，且一回路壓力無法降 低，破口流量無法減小。
1. 2 國和一號的SGTR 典型事故過程
國和一號的SGTR 事故初期現象與CPR1000 機組類似，但是由于專設安全設施的差異，會導致以下幾點不同：
(1) 穩壓器壓力低或穩壓器低2 水位信號將觸發“S”信號，啟動堆芯補水箱 (CMT) 和熱交換器 (PRHR)，自動關閉正常給水，停運反應堆冷卻劑泵，穩壓器電加熱器斷電。SG 窄量程低水位信號觸發啟動給水流量，并控制SG 水位在程序水位。
(2) 停堆后， CMT 和 PRHR 投入運行。PRHR 投入運行以及啟動給水流量、CMT 含硼流量， 化學容積控制系統 (CVS) 導出衰變熱，可以減少SG 的蒸汽產量和旁排至冷凝器的蒸汽量，在喪失廠外電源工況下，可減少向大氣的蒸汽排放量。CVS 和CMT 流量的注入將穩定 RCS 壓力和穩壓器水位，RCS 壓力將趨于一個平衡值，總的注射流量和破口流量相等 (如圖1 所示)。
1. 3 事故發展的不同
如果控制不當，國和一號高壓安注系統的注入將導致一回路無法降壓并持續向破損SG 灌水，破損SG 被灌滿，放射性液體通過大氣排放閥、SG 安全閥、冷凝器排氣系統、SG 排污系統等排放到環境[4]。
雖然國和一號的保護設計降低了對人為干預的要求，但是當CMT 啟動后是否會引起注入過量和穩壓器安全閥開啟的問題還需后續驗證，對高壓安注的快速控制依然是可以借鑒的控制關鍵點。
另外，CMT 水位可能會下降，甚至可能導致自動泄壓系統(ADS) 動作[5]，這是國和一號機組必須考慮的風險。
2 運行人員干預過程
2. 1 CPR1000 的運行人員干預過程
CPR1000 的運行人員干預過程如圖2 所示。
對于事故發生后的短期分析， 我們不考慮上充、下泄、噴淋等對事故的緩解作用。但對于事故后的長期分析，以上因素都對事故的緩解起到了關鍵作用[6]。
(1) SG 破損的信號包括：某臺SG 窄量程水位非預期的上升，主蒸汽管道放射性監測器、
SG 排污管道放射性監測器或SG 取樣放射性高報警。確認破損SG 后，運行人員隔離該蒸汽發生器以實現終止泄漏。蒸汽發生器傳熱管斷裂事故是同時失去第二和第三道屏障的事故，如果運行人員不能隔離破損的蒸汽發生器而持續向安全殼外流失冷卻劑，在換料水箱無水前不能將機組帶到冷停堆工況，將導致堆芯熔化。
(2) 在蒸汽發生器傳熱管斷裂事故的情況下，高壓安注系統 (HHSI) 的首要作用是補償喪失的一回路冷卻劑，保持一回路的水裝量。特別是在事故時，蒸汽發生器大氣排放閥或主蒸汽安全閥發生卡開的情況下，相當于直接在安全殼外發生一回路破口事故，安注最終可以避免堆芯熔化。此外，安注系統注入的含硼水向堆芯引入了負反應性，可以緩解緊急停堆失效的后果。
(3) 高壓安注停運后， 通過二回路冷卻， 飽和裕度滿足要求后，電廠可通過正常噴淋或輔助噴淋降壓，尋求壓力平衡。通過控制故障蒸汽發生器的排污流量，穩定二次側的壓力， 直到一、二次側壓力平衡[7]。
(4) 在輔助給水失效和主給水不可用的情況下，操縱員使用充-排 (Feed-Bleed) 方式冷卻堆芯，使安注系統補償經穩壓器泄壓閥排放的冷卻劑。
(5) 電廠后撤到余熱排出系統投運的停堆狀態，根據維修等實際情況決定后續工作。
2. 2 國和一號運行人員干預過程
國和一號的運行人員干預過程如圖3 所示。
2. 2. 1 識別并隔離破損SG
破損的SG 可通過相應SG、主蒸汽管道、液體取樣放射性升高或SG 水位不可控升高等信號識別。在某些工況下，受影響的SG 可通過蒸汽流量與給水流量的失配報警或SG 水位異常信號輕易識別。若發生更大破口的傳熱管破裂事故，停堆后的SG 水位會顯著升高。若受影響的SG 不能很快識別，規程會指導操縱員進行其他步驟操作，評估電廠狀態，包括檢查RCS 補水狀態和多重失效，以及用于恢復供電設備等。
破管SG 一旦被確認， 運行人員應將其隔離，限制放射性釋放，并為終止泄漏做準備。受影響的SG 水位高于U 形管時，運行人員應停止向其供水，并檢查用于縱深防御的自動啟動 非安全系統是否具有合適的狀態。
2. 2. 2 啟動RCS 冷卻
破損的SG 隔離后，開始對 RCS 進行冷卻， 如果沒有其他故障，可采用正常冷卻速率 (無需開始快速冷卻)，依據見表2。如傳熱管破裂疊加其他故障，發生超設計基準事故，則需要加快對RCS 的冷卻速率，以維持RCS 裝量且不觸發ADS。
好的SG 排汽不可用，則投入PRHR。如完好的SG 和 PRHR 均不可用(可能性極小)，則通過ADS 系統和非能動安注系統進行RCS 冷卻。
2. 2. 3 RCS 降壓并恢復水裝量
破損SG 被隔離后，E-3 規程指導操縱員執行恢復操作，以降低 RCS 壓力、減小破口泄漏，并恢復穩壓器水位。事故初始階段，反應堆冷卻劑泵由CMT 觸發信號停運，故應采用輔助噴淋或ADS 第一級閥門降壓。
操縱員降低 RCS 壓力直至穩壓器水位恢復。自然循環條件下，壓力容器上封頭或破損SG 傳熱管區域可能存在氣泡。由于RCS 降壓將導致穩壓器水位迅速升高，故穩壓器達到高水位后停止降壓，避免一回路變成水實體 (降壓依據見表3)。
2. 2 .4 終止CMT 注射流量
RCS 過冷度建立且水裝量恢復后，不再需要CMT 注入時，操縱員應隔離CMT。(CMT 終止準則見表4)
2.2.5冷卻至冷停堆狀態
當RCS 壓力與破損SG 壓力平衡，一次側向二次側泄漏終止，所有直接安全問題已經解決時，操縱員應執行一系列操作，將RCS 持續冷卻至冷停堆狀態。這些操作包括將二次側污染物擴散降至最小，必要時啟動主泵，確保均勻的冷卻劑溫度和硼濃度。操縱員根據電廠狀態評估選擇最好的SGTR 事故后冷卻方式。這些操作措施取決于核電廠系統的可用性以及核電廠進一步維修和運行計劃。
2. 3 干預手段的差異
我們可以借鑒 CPR1000 運行人員的干預思路控制機組、限制冷卻劑流失和放射性物質釋放。在事故過程中，機組狀態的走向也是基本一致的，如在自動保護系統動作之前有序停堆、降低堆芯功率，從而減少需通過蒸汽發生器排出的功率，有助于減少從斷裂的傳熱管漏出的反應堆冷卻劑在二次側汽化，降低對二回路造成重大污染的風險。
但是由于專設安全設施的不同，操縱員在響應方面也有很大不同，這是需要關注的。在更為嚴重的情況下，二次側卸壓補水策略和一次側卸壓補水策略是CPRl000 核電廠中常用的事故緩解策略[8]
2. 3. 1 前期降溫手段
國和一號可使用完好的SG 降溫，但當CMT 和PRHR 同時投入時，PRHR 帶走部分熱量，可以減少SG 的蒸汽產量和旁排的蒸汽量。不依賴SG 也可以導出余熱，全廠失電也不會導致放射性泄漏至安全殼。
2. 3. 2 降壓手段
國和一號在反應堆冷卻劑裝量和 RCS 過冷度滿足要求后終止CMT，CMT 啟動會使主泵停運，即使電源正常也需要使用輔助噴淋降壓， 必要時可使用 ADS 手動卸壓。CPR1000 快速確認安注，水裝量與過冷度滿足要求后，轉上充下，恢復操作將主泵重新啟動，應重新使用正常噴淋方式降壓。
操縱員可使用ADS 第1 級閥門以可控方式降低RCS 壓力，但其不屬于安全相關功能，應盡量避免頻繁操作，減少閥門失效的可能性。
2. 3. 3 放射性后果
在 CPR1000 機組中，操縱員必須迅速控制安注，避免穩壓器安全閥開啟時間過長，同時還要控制好放射性SG 的壓力與水位，防止蒸汽發生器滿溢，帶水排放。SG 防止滿溢的關鍵在于操縱員干預的效果上。
國和一號非能動的CMT 注入，穩壓器液位高 2 對 CVS 補水隔離，防止一回路壓力額外升高，頂開穩壓器安全閥。操縱員通過保護關閉穩壓器電加熱器，以及由SG 高水位信號隔離化容控制系統和啟動給水流量，終止破口流量和向大氣的蒸汽釋放。因此，操縱員需要關注SG 滿溢保護動作的有效性， 防止蒸汽發生器滿溢，帶水排放。
2. 3. 4 主泵狀態差異
在電源未出現問題的情況下，CPR1000 主泵繼續運行，維持強迫循環，有利于上封頭的冷卻。
在CMT 啟動后，國和一號主泵不運行。
主泵停運時，流進壓力容器上封頭的流量很小。在RCS 冷卻過程中，活性區流體溫度已經顯著降低，但上封頭流體溫度仍相對較高。隨著RCS 進一步降壓，上封頭流體可能形成氣泡。上封頭的氣泡進入穩壓器，導致穩壓器水位迅速升高。穩壓器可能在幾分鐘內滿溢。因此，操縱員在降壓過程中要注意此風險，關注上封頭溫度，避免穩壓器水實體，通過ADS 閥門排出液體。
2. 3. 5 SG 狀態管理
在CPR1000 中，當3 臺SG 因放射性都被隔離時，如果機組狀態尚未降溫降壓至正常余熱排出系統投運的狀態，那么操縱員只能從已經被隔離的SG 中重新選擇解除1 個或多個SG，重新通過帶有放射性的SG 帶走余熱。
在國和一號中，非能動余熱排出系統作為SG 的后備， 沒有必要重新啟用已經被隔離的SG。PRHR 運行即可保證充分的冷卻。如果不存在完好的SG 且PRHR 也未運行，操縱員將轉至FR-H.1 規程，觸發ADS 第1~3 級閥門，建立熱阱，RCS 降壓，減小并最終終止SG 傳熱管泄漏。
2. 3. 6 停止降壓的區別
在 CPR1000 機組中，當達到一回路和二回路的壓力平衡后，操縱員進行同步降壓、冷卻 和后撤。而在國和一號中，操縱員應維持 RCS 壓力低于破損SG 壓力，使破損SG 回流至RCS。但是，過多的回流可能導致穩壓器滿溢，不利 于操縱員控制 RCS 壓力。因此，RCS 降壓需在穩壓器汽空間足夠的條件下進行。當穩壓器液位大于 59%，或過冷度大于 11℃，或 RCS 小于破損的SG 壓力時，操縱員就停止降壓。
破損的SG 壓力控制是通過RCS 冷卻和清水倒流形式實現的。當RCS 壓力降至破損的SG 壓力以下時，冷卻劑發生回流，即二次側向一次側的回流。破損的SG 蒸汽膨脹降低了壓力，同時，促進了蒸汽與低溫金屬的接觸和冷凝，進一步降低破損SG 壓力。
回流通過E-3 規程主冷卻劑環路中包含的降壓步驟實現。第二種降壓方式是使用破損的SG 的排污系統。破損的SG 液體通過排污管線排出，蒸汽體積膨脹，SG 壓力降低。第三種方式是從破損SG 釋放蒸汽。破損SG 蒸汽釋放至主蒸汽集管或通過大氣釋放閥排出。后兩種方式可能導致再次從一次側向二次側泄漏，RCS 壓力降低。第一種降壓方式可以避免受污染的蒸汽向環境的排放。
3 結語
國和一號為SGTR 事故的處理提供了自動保護措施，包括反應堆停堆、非能動余熱排出熱交換器投入、堆芯補水箱注入、關閉穩壓器電加熱器、由SG 水位高2 信號或SG 水位高與反應堆停堆信號相符隔離化學容積系統補水和啟動給水系統，這些措施確保不需要操縱員的干預就能依靠非能動安全系統在破損蒸汽發生器滿溢之前終止破口流量[9]，并將RCS 系統長期保持在穩定狀態下。這些保護系統還可以防止SG 發生滿溢[10]，并將廠外放射性劑量控制在設計基準SGTR 事故所允許的范圍內。
CPR1000 機組對于SGTR 的干預積累了豐富的經驗，也培養了大量的運行人才，如果這些運行人員將來從事國和一號機組的運行相關工作，其經驗與策略是值得吸收和借鑒的，但是也需要注意國和一號在專設方面的差別，這樣可以使干預更加有效。
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