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核電站SGTR事故的監(jiān)測判別和人員響應(yīng)

2016-04-26 11:56:15李勃
科技視界 2016年9期

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(biāo)準(zhǔn),也是人員采取相關(guān)行動的重要依據(jù)。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(yīng)。

【關(guān)鍵詞】SGTR事故;監(jiān)測判別;人員響應(yīng)

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(chǎn)生驅(qū)動汽輪發(fā)電機(jī)組的干飽和蒸汽的熱交換設(shè)備。蒸汽發(fā)生器內(nèi)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(gòu)成防止放射性裂變產(chǎn)物逸出的第三道安全屏障。蒸汽發(fā)生器內(nèi)一回路向二回路的泄漏即發(fā)生SGTR事故是可能導(dǎo)致嚴(yán)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(chǎn)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(jìn)一步導(dǎo)致冷卻劑喪失,堆芯冷卻不足和放射性物質(zhì)大量外逸的嚴(yán)重事故。

當(dāng)發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故時,會導(dǎo)致主蒸汽、蒸汽發(fā)生器排污水和凝汽器不凝結(jié)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(shè)計。每個環(huán)路的主蒸汽管道旁都設(shè)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(jù)核電站設(shè)計環(huán)路數(shù)而確定,例如,4個環(huán)路采取4取2判斷原則,當(dāng)4個信號中有兩個超過限值即可判斷發(fā)生了SGTR),當(dāng)出現(xiàn)主蒸汽管線γ劑量率大于設(shè)定值信號時,反應(yīng)堆停堆保護(hù)會動作。另外,還在主蒸汽管道旁設(shè)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(jīng)過堆芯活性區(qū)時通過16O(n,p)16N核反應(yīng)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(guān)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(jù)16N監(jiān)測儀測得的主蒸汽管內(nèi)16N的γ輻射計數(shù)率,結(jié)合其它相關(guān)參量(如反應(yīng)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(nèi)部軟件的計算可以直接給出傳熱管的泄漏率,根據(jù)泄漏率的大小及其變化率可以分析和預(yù)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(shè)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(shè)置相關(guān)聯(lián)鎖,當(dāng)總γ體積活度大于設(shè)定時,將相應(yīng)排污管線隔離。還可以通過化學(xué)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(xiàn)象。根據(jù)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(xué)分析人員定期對每臺蒸汽發(fā)生器內(nèi)一回路向二回路的泄漏率進(jìn)行計算,從而得到更為準(zhǔn)確的泄漏值。

為了提高冗余性,核電站可以在凝汽器不凝結(jié)氣體排放管線也設(shè)置一臺γ探測器,對不凝結(jié)氣體的排放進(jìn)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(jìn)入二次側(cè)。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(xiàn)下降,核電站還可以針對此現(xiàn)象,設(shè)計邏輯,來判別SGTR事故,以達(dá)到反應(yīng)堆停堆,減少一回路向二回路泄露的目的。

2 人員響應(yīng)

對于SGTR事故,很難定量的對其進(jìn)行分類。核電站一般會根據(jù)其技術(shù)規(guī)格書(核電站的圣經(jīng))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(nèi)。

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

2.2 超過正常運行限值但不會觸發(fā)專設(shè)安全設(shè)施動作的泄漏

這種泄漏可由系統(tǒng)補(bǔ)償,可避免專設(shè)安全設(shè)施啟動,故障蒸汽發(fā)生器也無滿溢的風(fēng)險。

2.3 觸發(fā)專設(shè)安全設(shè)施動作的泄漏

通常指多根傳熱管或集管破裂,此時專設(shè)安全設(shè)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(jī)組仍可以繼續(xù)運行,但操縱員必須根據(jù)自動輻射監(jiān)測系統(tǒng)關(guān)于反應(yīng)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(jìn)一步的措施。當(dāng)蒸汽發(fā)生器一次側(cè)冷卻劑向二次側(cè)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(nèi)對泄漏量和放射性總活度值的測量值進(jìn)行多次復(fù)測,以排除測量的偶然性,確保測量準(zhǔn)確,如果確信泄漏量增加,則必須在規(guī)定時間內(nèi)將反應(yīng)堆系統(tǒng)轉(zhuǎn)入冷態(tài),以防止事故擴(kuò)大。

對于超出運行限值的泄漏,表明放射性物質(zhì)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(jìn)一步導(dǎo)致冷卻劑喪失和堆芯冷卻不足的事故。此時操縱員需加強(qiáng)監(jiān)測和取樣檢測,當(dāng)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(nèi)將反應(yīng)堆系統(tǒng)轉(zhuǎn)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(yīng)堆進(jìn)入熱態(tài),然后在規(guī)定時間內(nèi)進(jìn)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(bǔ)償范圍之內(nèi),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(diào)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(xiàn)出來。雖然自動輻射監(jiān)測系統(tǒng)能夠根據(jù)測量的放射性發(fā)出預(yù)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(dá)不到保護(hù)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(dāng)事故得到確認(rèn),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(xiàn)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(jī)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(dǎo)出,以減少經(jīng)由非故障蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥的放射性介質(zhì)排放量;

(4)提前隔離故障蒸汽發(fā)生器給水,以延緩其達(dá)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(guān)閉所有主蒸汽快速隔離閥,確認(rèn)故障蒸汽發(fā)生器的安全閥、大氣釋放閥及其前置閥關(guān)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(xiàn)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(dǎo)致保護(hù)自動觸發(fā)。此時,操縱員的主要任務(wù)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(dǎo)出,也是操縱員需要重點關(guān)注的問題。

3 結(jié)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(hù)動作,停堆后最緊迫的任務(wù)是盡快使泄漏終止,阻止放射性物質(zhì)向二次側(cè)擴(kuò)散。

【參考文獻(xiàn)】

[1]朱繼洲.核反應(yīng)堆安全分析[M].西安:西安交通大學(xué)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(zé)任編輯:王楠]

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