AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析.doc
- 文档编号:30872669
- 上传时间:2024-09-13
- 格式:DOC
- 页数:12
- 大小:307.12KB
AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析.doc
《AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析.doc》由会员分享,可在线阅读,更多相关《AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析.doc(12页珍藏版)》请在冰豆网上搜索。
15.6.3AP1000蒸汽发生器传热管破裂的事故分析
(SGTR:
SteamGeneratorTubeRupture)
1事故起源及过程
1.1事故过程
本事故分析假设单根蒸汽发生器管道发生完全断裂,并且发生破裂时冷却剂已被破损燃料元件泄露的裂变产物所污染。
由于一回路系统的具有放射性的冷却剂泄露,导致二回路污染程度增大。
在厂外电力丧失或冷凝器蒸汽排放系统故障时,通过蒸汽发生器电动卸压阀或安全阀,将向大气释放放射性。
对蒸汽发生器内换热管的完全断裂假设是一个保守假设,因为实际上换热管材料(690不锈钢)具有抗腐蚀性和一定塑形变形能力。
换热管更可能的故障模式是更小的破损或不明原因产生的破损。
二回路的放射性活度是被实时监测的,放射性泄露的积累量是不允许超过技术指导书规定的整定值的。
AP1000能对SGTR采取自动保护措施,从而缓轻事故后果。
这些保护措施包括:
停堆、启动非能动余热排出系统(PRHR)、启动堆芯注水系统、关闭稳压器中的加热器、以及切断化容控制系统流量和使蒸汽发生器保持高-2水位或高水位的给水流量。
采用保护措施后,冷却剂系统将自动冷却及降压,阻断泄露及蒸汽释放,使冷却剂系统长时间保持在稳定状态。
这些保护系统能够避免蒸汽发生器被液态水充满,使得厂外剂量保持在允许值以下。
操作员也可以采取其他措施使SGTR后果更快地减缓。
下面将介绍一系列警报系统,操作员可根据警报快速识别SGTR的发生,确定以及隔离破损的蒸汽发生器,完成需要的应对动作以稳定系统状态及切断一二回路间的泄露。
恢复动作需要在一定时间限度内完成,才能在蒸汽发生器充满之前、厂外剂量在限值以下而且不触发ADS的情况下,完成对泄露的切断。
这需要一些指示和控制系统帮助操作员实现这些功能。
1.2蒸汽发生器传热管破裂的事件序列
在SGTR发生后将发生下列事件:
l稳压器低压警报触发,为了保持压力,化容控制系统补水和稳压器加热装置启动。
另一方面,主给水系统向受影响的蒸汽发生器的给水量将减小,因为一二回路间的破口流量将增高该蒸汽发生器的水位。
l二回路系统的放射性由凝汽器排气装置和蒸汽发生器排污装置的放射性监测器,及主蒸汽管道的放射性监测警报器共同监测。
l主冷却剂持续丧失将导致产生稳压器低压或超温信号,从而导致停堆。
停堆后,SGTR将导致主冷却剂和稳压器压力降低,这可以由化容控制系统提供的流量和稳压器加热器共同抵消。
稳压器低压或低-2压力水平将触发安全保护信号(“S”信号),该信号进而启动堆芯补水箱和PRHR换热器。
“S”信号自动切断正常给水,并使主泵停止运转。
同时稳压器加热器的电源也被切断。
当蒸汽发生器处于低水位时,启堆给水系统将被启动,进而使水位达到计划水平。
l停堆的同时也使汽轮机停止运转,若厂外电力可用,蒸汽卸压阀将把蒸汽排放进冷凝器。
但若厂外电源失去或冷凝器失效,蒸汽卸压阀将关闭以保护冷凝器。
蒸汽发生器压力将急剧上升,导致蒸汽通过电动卸压阀或安全阀排放进入大气。
l采取停堆措施及补水箱和PRHR启动后,PRHR换热器启动,同时投入启堆给水流量、加硼补水流量及化容控制系统流量。
换热器将带走衰变热。
这减小了蒸汽发生器的蒸汽产量和旁通排入冷凝器的蒸汽量。
即使失去厂外电源,也能减少向大气排放的蒸汽量。
l化容控制系统的注水和堆芯补水能够使冷却剂压力和稳压器水位保持稳定,冷却剂的注入速率和泄露速率相等,从而使冷却剂系统压力趋于一个平衡值。
1.3蒸汽发生器传热管破裂故障的自动应对动作
AP1000采用了多套保护系统和非能动设计,即使是操作员没能采取应对措施,这也能够自动终止换热管处的泄漏及稳定冷却剂压力。
SGTR后化容控制系统的注水(若压力控制系统允许还将有稳压器的加热器工作)能够使一二回路间的泄露保持稳定,随着泄露量的累积,出现故障的蒸汽发生器的二回路侧水位也将上升。
最终,该水位将达到高和高-2水位整定值,此时的水位已经接近最高水位。
AP1000保护系统提供了几套自动安全措施,以实现冷却剂系统的冷却和减压,终止泄漏流量和向大气的释放,从而保证冷却剂系统处于安全状态。
安全措施包括了PRHR换热器,停止化容控制系统水泵、稳压器的加热器和启堆给水泵。
另外,保护和安全监测系统提供了安全信号以切断冗余的、与安全不相关的稳压器加热器开关。
PRHR换热器将堆芯余热传递到堆内储水箱(IRWST),同时启动堆芯冷却系统(同时伴随着压力的降低)。
关闭化容控制系统的水泵和稳压器的加热器,将削弱主回路系统的增压能力。
这使得主回路与二回路的压力达到平衡,从而有效地切断一二回路间的泄漏。
因为在关闭化容控制系统水泵后,补水箱将源源不断向堆芯注入含硼水,所以关闭化容控制系统水泵并不会带来不利安全影响。
关闭启堆给水能够保护启堆给水系统不受损伤,但这也间接地导致故障蒸汽发生器被水充满。
随着PRHR换热器不断带走衰变热,蒸汽发生器的蒸汽不再通过电动卸压阀排放,其水位则保持在第2水位。
1.4蒸汽发生器传热管破裂故障的操作员应对动作
在SGTR故障中,操作员能诊断某种故障并采取应对措施,稳住局面,切断一回路向二回路的泄漏,在触发自动保护系统前按计划停堆。
在应急操作程序里列出了SGTR事故中操作员采取的动作清单。
动作清单如下:
l识别发生故障的蒸汽发生器——识别的依据:
蒸汽发生器水位急剧上升,任何一处主蒸汽管道、蒸汽发生器排放管道或蒸汽发生器取样样本监测到高放射性。
l隔离故障蒸汽发生器——一旦识别出故障蒸汽发生器,应对措施的首要任务则是隔离其产生的蒸汽和切断给其的给水。
l投入还完好的蒸汽发生器或PRHR系统实现堆芯冷却——在隔离了故障蒸汽发生器后,要尽可能快地进行主冷却剂系统的冷却,以避免达到蒸汽发生器对应压力下的饱和温度而出现剧烈沸腾。
这在主冷却剂系统的压力降低到破损蒸汽发生器的压力时,对主冷却剂提供了足够的过冷度。
l对主冷却剂系统降压以保证冷却剂装量——完成冷却任务后,化容控制系统和堆芯补水箱的注水将提高冷却剂系统压力,直到泄漏流量等于注入流量。
接着,这些流量必须被停止或控制以使一二回路间的泄漏停止。
然而,前提是冷却剂装量必须充足。
其包括充足的过冷冷却剂和稳压器装量,这将在注水停止以后使稳压器水位仍然保持在正常水平。
因为在注水结束以后主回路侧的泄漏是仍然在进行的,直到冷却剂系统和蒸汽发生器系统压力达到平衡后才停止。
达到平衡后,主冷却剂系统需要降压以保证装量充足以及稳压器水位正常。
l关闭注水以使一二回路间泄漏停止——之前采取的措施已经使冷却剂处于过冷状态,投入了二回路侧排热器,保证了充足的冷却剂装量,所以不再需要注水。
当这些动作完成后,堆芯补水箱和化容控制系统将关闭,以使泄漏停止。
当一二回路压力平衡后泄露即停止。
然后,通过对化容控制系统、稳压器、其他完好蒸汽发生器的余热排出系统及PRHR换热器的控制,可防止冷却剂系统的压力反弹和泄漏的再次发生。
注水关闭以后,电站状况稳定下来,泄露也停止。
这时,操作员需要采取一系列动作以为冷停堆做准备。
至于采取什么动作,需依据电厂还可用的系统的情况、长远的维修和运行计划而决定。
2事故后果分析
SGTR事故导致被污染的冷却剂进入二回路,从而导致部分放射性泄漏进入大气。
下面的分析将证明,SGTR导致的厂外放射性后果是在指导书的允许范围内的。
对SGTR的一个担心的问题是,蒸汽发生器可能被液态水充满,因为这将导致厂外放射性后果严重得多。
AP1000的设计具有自动保护和非能动特性,所以能够在SGTR事故时自动阻断泄露并防止蒸汽发生器被充满。
这些特性包括一下方面:
PRHR系统的触发、化容控制系统流量的切断和启堆给水系统的隔离。
下面的分析中,假设操作员并没有采取隔离故障蒸汽发生器和冷却减压冷却剂系统的动作。
分析体现了AP1000具有抵御蒸汽发生器充满的能力。
在对充满情况的分析中,假定限定的单一故障为当蒸汽发生器水位达到整定值时启堆给水控制系统的阀门失效。
除此以外还作了一些其他的保守假设。
这份分析展示了AP1000保护系统和非能动设计的有效性,可得出结论:
SGTR并不会导致蒸汽发生器被充满。
为了对厂外放射性后果进行确定也做一个分析,该分析假定了与厂外剂量相关的限定单一故障和限定初始条件。
由于AP1000不会发生蒸汽发生器充满的情况,所以该分析给出的结果是限定的放射性后果。
此外还做了一份热工水力分析,该分析可确定工厂对设计基准事故SGTR作出的响应,完整的一二回路间泄漏情况,破口处泄露情况,以及完好蒸汽发生器向冷凝器和大气的排放情况。
这些数据后来被用于计算释放到大气的放射性和放射性后果。
2.1分析工具
2.1.1计算程序
从SGTR事故发生直到一二回路间泄露停止的过程中,工厂响应分析使用的程序是LOFTTR2。
该程序经调整后能够模拟AP1000的PRHR系统、堆芯补水箱和保护系统。
2.1.2分析假设
模拟的事故是假设位于蒸汽发生器管板出口侧(冷侧)的传热管发生双端断裂。
之所以选择断裂位置在冷侧,是因为相比与热侧,冷侧会造成更大的泄露。
假定发生故障时反应堆正处于满功率运行,而且二次侧装量假定为标称装量减去误差量。
假定厂外电源丧失,而且事故一开始控制棒就插入,因为若主泵持续运行将降低泄漏量从而降低释放到厂外的放射性剂量。
假定能够立刻投入最大的化容控制系统流量和稳压器加热器的供热量(即使失去了厂外电源),从而使得泄漏量最大化。
假设蒸汽排放系统和厂外电源一同都失效,因为这样会导致停堆后蒸汽从电动卸压阀泄漏到大气。
化容控制系统和稳压器的建模也采取保守假设,从稳压器向保护系统发出的低压报警信号被假定为存在延迟。
单一故障假设为故障蒸汽发生器的电动泄压阀发生失效。
该阀门的失效导致蒸汽发生器出现无法控制的降压状况,这将增加一二回路间泄漏量和向大气的排放量。
假定在稳压器发出低压警报信号后,故障蒸汽发生器的电动泄压阀开启失败。
这将导致泄露量的最大化。
当一个阀门接收到蒸汽管道压力保护信号时,会自动关闭,从而实现对相关阀门的隔离。
在特定分析中并没有考虑操作员的动作,而是认为工厂的保护由保护系统提供。
不考虑操作员动作是一种保守假设,因为需要操作员有足够的时间来应对事件,而且操作员的动作只是自动保护系统的一个补充。
有一点不得不提,即操作员需要在蒸汽发生器达到高水位之前就降低主回路压力。
另外,在切断通向故障蒸汽发生器的阀门这件事上,操作员是有能力比自动保护系统更快完成的。
通过观察蒸汽发生器的急剧降压蒸汽产量增大的现象,操作员可以诊断出电动卸压阀的失效。
然后,操作员可以在控制台关闭该阀门。
假设失去厂外电源,主给水泵功率出现滑坡,另外还假定启堆给水也丧失,这样就能偏保守地假定蒸汽发生器二回路侧装量为最小,造成最大的二回路放射性和蒸汽泄漏。
2.1.3分析结果
事故序列见表15.6.3-1。
对SGTR故障的系统响应见图15.6.3-1到图15.6.3-10。
表15.6.3-1蒸汽发生器换热管破裂事故的事件序列
事件
时间/s
蒸汽发生器传热管双端剪切断裂
0
厂外电源丧失
0
停堆
0
主泵和主给水泵停止工作出现功率滑坡
0
两个化容控制系统水泵和稳压器加热装置启动
0
产生稳压器低水位警报信号
2498
故障蒸汽发生器的电动泄压阀开启失败
2498
启动堆芯补水箱注水和PRHR(考虑最大延迟的情况)
2515
产生蒸汽管道低压信号后,故障蒸汽发生器电动卸压阀的断流阀关闭
2979
蒸汽发生器达到高水位后切断化容控制系统
12541
泄漏结束
24100
图15.6.3-1
图15.6.3-2
图15.6.3-3
图15.6.3-4
图15.6.3-5
图15.6.3-6
图15.6.3-7
图15.6.3-8
图15.6.3-9
图15.6.3-10
假定厂外电源的丧失与传热管破裂同时发生。
由于失去厂外电源所以造成停堆。
停堆后主给水泵功率出现滑坡。
保守性地假设启堆给水泵不能启动。
传热管破裂后出现冷却剂丧失,如图15.6.3-1和15.6.3-2所示冷却剂压力降低。
降压后两个化容控制系统水泵自动启动提供补水,稳压器加热器开启。
停堆后,堆芯热功率快速降低到衰变热水平,堆芯冷却剂进出口温差也随之降低。
汽轮机截止阀关闭,从而停止向其供应蒸汽。
假设蒸汽排放阀失效。
如图15.6.3-3所示,蒸汽发生器二次侧压力将升高,直到其电动卸压阀打开才停止。
稳压器提供的最大加热量将使主回路系统压力升高。
随着冷却剂的丧失,将达到稳压器低水位,及触发补水箱和PRHR信号。
关闭稳压器的加热功率,避免加热造成压力反弹。
假定此时蒸汽发生器的卸压阀未能开启,这导致了蒸汽发生器压力急剧上升(如图15.6.3-3所示)。
因此一二回路间泄露增加,冷却剂温降低。
之所以故障和完好的蒸汽发生器都降压是因为这些蒸汽发生器是通过蒸汽管道连接在一起的。
冷却剂温度的降低致使其压力降低(如图15.6.3-115.6.3-2所示)。
一二回路的压力都持续降低,直到达最低蒸汽压力整定值才停止。
因此,蒸汽管道隔离阀和所有蒸汽发生器泄压阀都需要处于关闭状态。
断流阀关闭后,随着泄漏的积累,一二回路压力和故障蒸汽发生器二次侧水装量都增加。
当化容控制系统和启堆给水系统被切断后,这种增加一直持续,直到蒸汽发生器二次侧水位达到高水位才停止。
随着堆芯冷却剂温度和压力降低,最终其压力与二回路压力达到平衡。
如图15.6.3-5所示,泄漏停止,系统稳定在安全状态。
如图15.6.3-8所示,PRHR启动后在完好蒸汽发生器并没有发生蒸汽泄漏,因为PRHR是有能力移出衰变余热的。
如图15.6.3-9所示,补水箱流量趋近于0,这是因为回路管道内的持续流动使得补水箱温度和冷却剂温度基本相同,从而达到平衡状态。
补水箱仍然水装量充足,ADS也并未启动。
故障蒸汽发生器的水装量如图15.6.3-6所示。
事故后等到泄漏停止时,蒸汽发生器的水装量相比与其总量8868ft3将大大减少。
可见AP1000基于SGTR的设计能够避免造成堆芯融毁。
在SGTR故障中,由于位于传热管的泄漏导致了冷却剂压力降低。
而压力的降低导致偏离泡核沸腾比DNBR的降低。
相比于堆芯冷却剂系统降压事故而言,SGTR事故中降压的速率小得多。
一旦停堆后,DNBR就会迅速提高,因此SGTR事故和冷却剂系统降压事故一样,都不会造成堆芯融毁。
2.1.4物质释放
对SGTR事故造成的放射性物质释放的研究,主要用来估计隔离区域以外和人口稀疏地区的放射性。
可用LOFTTR2分析从事故开端到泄漏终止整个过程中的蒸汽泄漏量。
停堆后,放射性蒸汽通过蒸汽发生器的电动泄压阀(以及短时间内的蒸汽发生器安全阀)释放到大气中。
直到满足RNS条件后释放才停止。
SGTR事故中总的物质释放量如表15.6.3-2所示。
表15.6.3-2SGTR事故中物质释放结果
(从事故初始到冷却达RNS状态)
事故初始到泄漏终止/磅
泄漏终止到RHR启动/磅
故障蒸汽发生器至大气
238,600
93,200
完好蒸汽发生器至大气
183,400
1,234,900
泄漏流量
385,000
0
注:
RNS:
正常的余热排出系统
3事故的放射性后果
在估计SGTR的放射性后果是作了两个假设,一是认为部分燃料元件存在缺陷(0.25%的能量是由包壳有缺陷的燃料棒产生的),二是认为传热管破损导致二回路放射性增加。
破损出现后,带放射性的惰性气体从主回路经过破口进入二回路,再直接排放到外部环境。
带放射性的碘和碱金属进入二次侧后也可能被释放出去。
其实,除了破损回路的放射性释放外,完好回路里也是存在一小部分放射性释放的。
3.1放射性来源
SGTR事故中释放的放射性核素最重要的是惰性气体、碱金属和碘,他们通过空气扩散到环境中去。
本文分析考虑了2种碘来源,且这二者都与碘浓度上升现象有关。
其中一种情况是,认为最开始碘的浓度是与冷却剂中碘活度限值有关的。
认为碘浓度上升的现象是由于冷却剂中碘水平上升造成的。
另一种情况是认为在事故之前即存在碘浓度上升现象,当故障发生时出现碘浓度的最大值。
惰性气体和碱金属的浓度则被认为与燃料元件存在缺陷的严重程度有关。
二回路惰性气体和碱金属的浓度则被认为是其在冷却剂平衡浓度的最大值的10%。
3.2释放途径
冷却剂中的放射性气体通过破损传热管进入故障和完好的蒸汽发生器,只要存在从蒸汽发生器进入外部环境的途径,放射性就会立刻释放。
在惰性气体和碱金属释放的建模中设定了如下3种组分:
l完好回路的蒸汽,有惰性气体和碱金属的参与。
l破损回路的蒸汽,有惰性气体和碱金属的参与。
l由破损回路释放的未过滤的闪蒸冷却剂。
在释放到环境中后,便不再考虑放射性衰变和碘在厂外传播过程中的沉淀损耗。
3.3保守性假设
分析中作出了非常重要的保守性假设,例如:
l反应堆冷却剂活度的估计是基于0.25%燃料缺陷的假设上的。
然而燃料缺陷的情况远没这样严重。
l当出现事故时这些保守性假设的情况不太可能出现。
3.4事故造成的放射性剂量
认为事故引起了碘浓度上升。
计算得,在隔离区边界暴露限值2小时的总有效剂量当量(TEDE)低于0.6rem,在人口稀疏区域的外边界则低于0.5rem。
这剂量远低于10CFRPart50.34规定的指导剂量限值25rem。
这个小剂量可以被定量化,等于小于10%,这与StandardReviewPlan里保持一致。
假设SGTR事故发生之前刚好就已经出现了碘浓度的上升,这种情况下,在隔离区边界暴露限值2小时的总有效剂量当量(TEDE)低于1.4rem,在人口稀疏区域的外边界则低于0.7rem。
这个剂量低于10CFRPart50.34中的指导剂量25rem。
事故发生时,乏燃料水池也有可能失去冷却而沸腾,导致水池中的放射性碘释放到环境中去。
估计乏燃料水池失去冷却时间持续30天。
但在上文提到的在隔离区边界2小时的剂量中,并没有乏燃料水池放射性释放的贡献,因为在水池要等到2小时以后才会沸腾。
而且其在人口稀疏区域边界的30天的剂量低于0.01rem。
4结论
SGTR事故的分析表明,防溢满保护设计和非能动保护系统设计的特性能够避免蒸汽发生器被充满。
事故后,操作员能够迅速诊断和隔离故障的蒸汽发生器,并采取应对措施,在蒸汽发生器被充满和ADS系统启动之前就终止泄漏。
即使假设操作员没有采取任何动作,AP1000保护系统和非能动设计也能够自动采取措施,稳定堆芯状态,避免蒸汽发生器的充满和ADS的启动。
厂外放射性剂量也在可接受范围内。
- 配套讲稿:
如PPT文件的首页显示word图标,表示该PPT已包含配套word讲稿。双击word图标可打开word文档。
- 特殊限制:
部分文档作品中含有的国旗、国徽等图片,仅作为作品整体效果示例展示,禁止商用。设计者仅对作品中独创性部分享有著作权。
- 关 键 词:
- AP1000 蒸汽 发生器 传热 破裂 事故 分析