本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号) 与国内成熟运行的核电机组(CPR1000) 在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR 事故演变过程进行对比，提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS) 降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG) 降压方式等方面的不同， 以及二者放射性释放可能性的差异。这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对 性的干预措施，以使干预效果更加有效。
蒸汽发生器传热管破裂 (SGTR) 事故是压水堆可能发生的最重要的事故之一[1]。由于SGTR 事故对反应性、堆芯余热导出、放射性包容均有影响，所以，我们对SGTR 事故的有效干预非常重要。目前，我们对CPR1000 机组SGTR 事故的处理有比较丰富的实践经验和数据 (包括模拟机验证)。 本文通过对国和一号与CPR1000 SGTR 事故的处理过程进行比较，使运行人员更好地理解三代非能动核电厂专设安全设施的特点，以增强干预的有效性。
1 无操纵员干预的事故过程
SGTR 事故不只限于一根或多根传热管的断裂[2]，也包括引起持续性泄漏的倒U 形管的破裂。一旦发生SGTR 事故， 第 2 道安全屏障就失去了完整性。安全分析报告仅考虑单个蒸汽发生器中 1 根传热管完全断裂的情况，因为在安全分析中认为一根传热管完全断裂已经足够保守。
1. 1 CPR1000 的SGTR 典型事故过程
发生SGTR 事故后，化容系统不能补偿破口泄漏流量，一回路水装量开始减少，稳压器水位与一回路压力下降。控制系统自动调节破损SG 的给水流量以维持水位在窄量程整定值。由于有泄漏，破损SG 给水流量减小。
凝汽器抽真空排气放射性监测器、SG 排污放射性监测器和主蒸汽管道放射性监测器 (见表1) 的报警指示：“二回路系统放射性增加”。反应堆因稳压器压力低而停堆 (也可能由超温ΔT 触发)[3]。稳压器水位下降导致上充增大，压力降低使通断加热器投入，缓解了水位和压力的下降。
稳压器压力低引发安注，安注可以补偿泄漏流量，使一回路压力与水位回升。这对堆芯冷却有利，但不利于终止泄漏。
安注触发主给水隔离，辅助给水启动。
如果失去厂外电， 凝汽器则无法保证真空，因此， 蒸汽发生器无法向冷凝器排放蒸汽，而SG 压力上升，导致大气排放阀或者主蒸汽安全阀打开。安注继续向一回路连续注入高 浓度硼水。高压安注可以恢复一回路水装量， 但是如果操纵员不干预，不停运安注泵，会使一回路压力大于二回路，且一回路压力无法降 低，破口流量无法减小。
1. 2 国和一号的SGTR 典型事故过程
国和一号的SGTR 事故初期现象与CPR1000 机组类似，但是由于专设安全设施的差异，会导致以下几点不同：
(1) 稳压器压力低或稳压器低2 水位信号将触发“S”信号，启动堆芯补水箱 (CMT) 和热交换器 (PRHR)，自动关闭正常给水，停运反应堆冷却剂泵，稳压器电加热器断电。SG 窄量程低水位信号触发启动给水流量，并控制SG 水位在程序水位。
(2) 停堆后， CMT 和 PRHR 投入运行。PRHR 投入运行以及启动给水流量、CMT 含硼流量， 化学容积控制系统 (CVS) 导出衰变热，可以减少SG 的蒸汽产量和旁排至冷凝器的蒸汽量，在丧失厂外电源工况下，可减少向大气的蒸汽排放量。CVS 和CMT 流量的注入将稳定 RCS 压力和稳压器水位，RCS 压力将趋于一个平衡值，总的注射流量和破口流量相等 (如图1 所示)。
1. 3 事故发展的不同
如果控制不当，国和一号高压安注系统的注入将导致一回路无法降压并持续向破损SG 灌水，破损SG 被灌满，放射性液体通过大气排放阀、SG 安全阀、冷凝器排气系统、SG 排污系统等排放到环境[4]。
虽然国和一号的保护设计降低了对人为干预的要求，但是当CMT 启动后是否会引起注入过量和稳压器安全阀开启的问题还需后续验证，对高压安注的快速控制依然是可以借鉴的控制关键点。
另外，CMT 水位可能会下降，甚至可能导致自动泄压系统(ADS) 动作[5]，这是国和一号机组必须考虑的风险。
2 运行人员干预过程
2. 1 CPR1000 的运行人员干预过程
CPR1000 的运行人员干预过程如图2 所示。
对于事故发生后的短期分析， 我们不考虑上充、下泄、喷淋等对事故的缓解作用。但对于事故后的长期分析，以上因素都对事故的缓解起到了关键作用[6]。
(1) SG 破损的信号包括：某台SG 窄量程水位非预期的上升，主蒸汽管道放射性监测器、
SG 排污管道放射性监测器或SG 取样放射性高报警。确认破损SG 后，运行人员隔离该蒸汽发生器以实现终止泄漏。蒸汽发生器传热管断裂事故是同时失去第二和第三道屏障的事故，如果运行人员不能隔离破损的蒸汽发生器而持续向安全壳外流失冷却剂，在换料水箱无水前不能将机组带到冷停堆工况，将导致堆芯熔化。
(2) 在蒸汽发生器传热管断裂事故的情况下，高压安注系统 (HHSI) 的首要作用是补偿丧失的一回路冷却剂，保持一回路的水装量。特别是在事故时，蒸汽发生器大气排放阀或主蒸汽安全阀发生卡开的情况下，相当于直接在安全壳外发生一回路破口事故，安注最终可以避免堆芯熔化。此外，安注系统注入的含硼水向堆芯引入了负反应性，可以缓解紧急停堆失效的后果。
(3) 高压安注停运后， 通过二回路冷却， 饱和裕度满足要求后，电厂可通过正常喷淋或辅助喷淋降压，寻求压力平衡。通过控制故障蒸汽发生器的排污流量，稳定二次侧的压力， 直到一、二次侧压力平衡[7]。
(4) 在辅助给水失效和主给水不可用的情况下，操纵员使用充-排 (Feed-Bleed) 方式冷却堆芯，使安注系统补偿经稳压器泄压阀排放的冷却剂。
(5) 电厂后撤到余热排出系统投运的停堆状态，根据维修等实际情况决定后续工作。
2. 2 国和一号运行人员干预过程
国和一号的运行人员干预过程如图3 所示。
2. 2. 1 识别并隔离破损SG
破损的SG 可通过相应SG、主蒸汽管道、液体取样放射性升高或SG 水位不可控升高等信号识别。在某些工况下，受影响的SG 可通过蒸汽流量与给水流量的失配报警或SG 水位异常信号轻易识别。若发生更大破口的传热管破裂事故，停堆后的SG 水位会显著升高。若受影响的SG 不能很快识别，规程会指导操纵员进行其他步骤操作，评估电厂状态，包括检查RCS 补水状态和多重失效，以及用于恢复供电设备等。
破管SG 一旦被确认， 运行人员应将其隔离，限制放射性释放，并为终止泄漏做准备。受影响的SG 水位高于U 形管时，运行人员应停止向其供水，并检查用于纵深防御的自动启动 非安全系统是否具有合适的状态。
2. 2. 2 启动RCS 冷却
破损的SG 隔离后，开始对 RCS 进行冷却， 如果没有其他故障，可采用正常冷却速率 (无需开始快速冷却)，依据见表2。如传热管破裂叠加其他故障，发生超设计基准事故，则需要加快对RCS 的冷却速率，以维持RCS 装量且不触发ADS。
好的SG 排汽不可用，则投入PRHR。如完好的SG 和 PRHR 均不可用(可能性极小)，则通过ADS 系统和非能动安注系统进行RCS 冷却。
2. 2. 3 RCS 降压并恢复水装量
破损SG 被隔离后，E-3 规程指导操纵员执行恢复操作，以降低 RCS 压力、减小破口泄漏，并恢复稳压器水位。事故初始阶段，反应堆冷却剂泵由CMT 触发信号停运，故应采用辅助喷淋或ADS 第一级阀门降压。
操纵员降低 RCS 压力直至稳压器水位恢复。自然循环条件下，压力容器上封头或破损SG 传热管区域可能存在气泡。由于RCS 降压将导致稳压器水位迅速升高，故稳压器达到高水位后停止降压，避免一回路变成水实体 (降压依据见表3)。
2. 2 .4 终止CMT 注射流量
RCS 过冷度建立且水装量恢复后，不再需要CMT 注入时，操纵员应隔离CMT。(CMT 终止准则见表4)
2.2.5冷却至冷停堆状态
当RCS 压力与破损SG 压力平衡，一次侧向二次侧泄漏终止，所有直接安全问题已经解决时，操纵员应执行一系列操作，将RCS 持续冷却至冷停堆状态。这些操作包括将二次侧污染物扩散降至最小，必要时启动主泵，确保均匀的冷却剂温度和硼浓度。操纵员根据电厂状态评估选择最好的SGTR 事故后冷却方式。这些操作措施取决于核电厂系统的可用性以及核电厂进一步维修和运行计划。
2. 3 干预手段的差异
我们可以借鉴 CPR1000 运行人员的干预思路控制机组、限制冷却剂流失和放射性物质释放。在事故过程中，机组状态的走向也是基本一致的，如在自动保护系统动作之前有序停堆、降低堆芯功率，从而减少需通过蒸汽发生器排出的功率，有助于减少从断裂的传热管漏出的反应堆冷却剂在二次侧汽化，降低对二回路造成重大污染的风险。
但是由于专设安全设施的不同，操纵员在响应方面也有很大不同，这是需要关注的。在更为严重的情况下，二次侧卸压补水策略和一次侧卸压补水策略是CPRl000 核电厂中常用的事故缓解策略[8]
2. 3. 1 前期降温手段
国和一号可使用完好的SG 降温，但当CMT 和PRHR 同时投入时，PRHR 带走部分热量，可以减少SG 的蒸汽产量和旁排的蒸汽量。不依赖SG 也可以导出余热，全厂失电也不会导致放射性泄漏至安全壳。
2. 3. 2 降压手段
国和一号在反应堆冷却剂装量和 RCS 过冷度满足要求后终止CMT，CMT 启动会使主泵停运，即使电源正常也需要使用辅助喷淋降压， 必要时可使用 ADS 手动卸压。CPR1000 快速确认安注，水装量与过冷度满足要求后，转上充下，恢复操作将主泵重新启动，应重新使用正常喷淋方式降压。
操纵员可使用ADS 第1 级阀门以可控方式降低RCS 压力，但其不属于安全相关功能，应尽量避免频繁操作，减少阀门失效的可能性。
2. 3. 3 放射性后果
在 CPR1000 机组中，操纵员必须迅速控制安注，避免稳压器安全阀开启时间过长，同时还要控制好放射性SG 的压力与水位，防止蒸汽发生器满溢，带水排放。SG 防止满溢的关键在于操纵员干预的效果上。
国和一号非能动的CMT 注入，稳压器液位高 2 对 CVS 补水隔离，防止一回路压力额外升高，顶开稳压器安全阀。操纵员通过保护关闭稳压器电加热器，以及由SG 高水位信号隔离化容控制系统和启动给水流量，终止破口流量和向大气的蒸汽释放。因此，操纵员需要关注SG 满溢保护动作的有效性， 防止蒸汽发生器满溢，带水排放。
2. 3. 4 主泵状态差异
在电源未出现问题的情况下，CPR1000 主泵继续运行，维持强迫循环，有利于上封头的冷却。
在CMT 启动后，国和一号主泵不运行。
主泵停运时，流进压力容器上封头的流量很小。在RCS 冷却过程中，活性区流体温度已经显著降低，但上封头流体温度仍相对较高。随着RCS 进一步降压，上封头流体可能形成气泡。上封头的气泡进入稳压器，导致稳压器水位迅速升高。稳压器可能在几分钟内满溢。因此，操纵员在降压过程中要注意此风险，关注上封头温度，避免稳压器水实体，通过ADS 阀门排出液体。
2. 3. 5 SG 状态管理
在CPR1000 中，当3 台SG 因放射性都被隔离时，如果机组状态尚未降温降压至正常余热排出系统投运的状态，那么操纵员只能从已经被隔离的SG 中重新选择解除1 个或多个SG，重新通过带有放射性的SG 带走余热。
在国和一号中，非能动余热排出系统作为SG 的后备， 没有必要重新启用已经被隔离的SG。PRHR 运行即可保证充分的冷却。如果不存在完好的SG 且PRHR 也未运行，操纵员将转至FR-H.1 规程，触发ADS 第1~3 级阀门，建立热阱，RCS 降压，减小并最终终止SG 传热管泄漏。
2. 3. 6 停止降压的区别
在 CPR1000 机组中，当达到一回路和二回路的压力平衡后，操纵员进行同步降压、冷却 和后撤。而在国和一号中，操纵员应维持 RCS 压力低于破损SG 压力，使破损SG 回流至RCS。但是，过多的回流可能导致稳压器满溢，不利 于操纵员控制 RCS 压力。因此，RCS 降压需在稳压器汽空间足够的条件下进行。当稳压器液位大于 59%，或过冷度大于 11℃，或 RCS 小于破损的SG 压力时，操纵员就停止降压。
破损的SG 压力控制是通过RCS 冷却和清水倒流形式实现的。当RCS 压力降至破损的SG 压力以下时，冷却剂发生回流，即二次侧向一次侧的回流。破损的SG 蒸汽膨胀降低了压力，同时，促进了蒸汽与低温金属的接触和冷凝，进一步降低破损SG 压力。
回流通过E-3 规程主冷却剂环路中包含的降压步骤实现。第二种降压方式是使用破损的SG 的排污系统。破损的SG 液体通过排污管线排出，蒸汽体积膨胀，SG 压力降低。第三种方式是从破损SG 释放蒸汽。破损SG 蒸汽释放至主蒸汽集管或通过大气释放阀排出。后两种方式可能导致再次从一次侧向二次侧泄漏，RCS 压力降低。第一种降压方式可以避免受污染的蒸汽向环境的排放。
3 结语
国和一号为SGTR 事故的处理提供了自动保护措施，包括反应堆停堆、非能动余热排出热交换器投入、堆芯补水箱注入、关闭稳压器电加热器、由SG 水位高2 信号或SG 水位高与反应堆停堆信号相符隔离化学容积系统补水和启动给水系统，这些措施确保不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量[9]，并将RCS 系统长期保持在稳定状态下。这些保护系统还可以防止SG 发生满溢[10]，并将厂外放射性剂量控制在设计基准SGTR 事故所允许的范围内。
CPR1000 机组对于SGTR 的干预积累了丰富的经验，也培养了大量的运行人才，如果这些运行人员将来从事国和一号机组的运行相关工作，其经验与策略是值得吸收和借鉴的，但是也需要注意国和一号在专设方面的差别，这样可以使干预更加有效。
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