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SGTR（蒸汽发生器传热管破裂）事故是考虑一根蒸汽发生器传热管完全破裂时发生的事故状况。蒸汽发生器是压水堆核电站一回路和二回路的交汇点，假设事故发生时处于功率运行，一回路冷却剂内含有技术规格书内规定允许的有限数量的燃料棒破损情况下连续运行产生的裂变产物。由于带有放射性的冷却剂由破口流入二次侧，这将导致二回路系统的放射性增加。如果在事故期间核电厂丧失厂外电源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性将通过蒸汽发生器大气释放阀或安全阀排至大气中。由此可以看出，在发生SGTR事故时，一回路内的放射性物质将直接旁通一回路压力边界和安全壳两道安全屏障进入外部环境而对核电站周围环境产生影响。因此，SGTR事故是压水堆核电站的基本设计基准事故之一，在核电站的设计中，必须考虑在发生SGTR事故时，在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下事故的发展过程。在操纵员的模拟机培训过程中，对SGTR事故的处理也是非常重要的一项培训内容。在本文中，将对AP1000核电站SGTR事故在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下SG防溢满的过程分析。
对于极不可能的操纵员未采取恢复操作措施的事故工况，AP1000核电厂设置了多个保护系统和非能动设计措施，可以自动终止SG传热管泄漏和稳定RCS（反应堆冷却剂系统）。在SGTR事故下，CVS（化学和容积系统）的注入流量将维持一次侧向二次侧的破口流量，破损SG二次侧水位因破口流量的集聚而升高。最终，破损SG水位将达到宽量程高-2水位整定值，该整定值接近于窄量程水位范围的上限。AP1000保护系统自动提供多个安全相关措施，降低RCS温度和压力，以终止破口流量和蒸汽向大气的排放，并将RCS稳定在安全状态下。这些安全相关措施包括投入PRHR热交换器、停运CVS泵和稳压器电加热器，隔离启动给水。投入PRHR热交换器将堆芯衰变热传至IRWST（内置换料水箱）以降低RCS温度和压力。停运CVS泵和稳压器电加热器可减小RCS系统的压力回升，这将使得主回路系统压力与二次侧压力相平衡，从而有效地终止一次侧向二次侧的破口流量。停运CVS泵后，当需要提供堆芯硼化时仍可由CMT（堆芯补水箱）持续注入，关闭CVS泵并不会影响到系统的安全性。隔离启动给水可防止启动给水控制系统失效，该失效可能会导致破损SG满溢。随着衰变热由PRHR热交换器的移出，SG大气释放阀的蒸汽排放将终止，并且SG二次侧的水位保持稳定。
在SGTR事故下，操纵员可以诊断出事故，并执行恢复操作措施，以稳定核电厂状态和终止一次侧向二次侧的泄露。核电厂应急操作规程给出了有关SGTR事故操纵员的恢复操作措施。操纵员的主要操作措施如下：
1） 识别破损SG：可以通过某台SG窄量程水位非预期的上升，或者由任一主蒸汽管道监测器、SG排污管道监测器或SG取样的某个放射性高报警指示，识别破损的SG。
2） 隔离破损SG：一旦确定破损SG，将首先采取隔离破损SG的蒸汽流量、终止该SG的给水流量等恢复操作措施。
3） 利用完好SG或PRHR系统实施RCS降温：完成破损SG隔离后，尽可能快地将RCS降温至低于破损SG压力对应的饱和温度。这将为下一步使RCS降压至破损SG压力提供足够的RCS过冷度。
4） 实施RCS降压，以恢复反应堆冷却剂装量：当完成降温操作措施后，CVS和CMT注射流量将使得RCS压力逐渐升高，直到破口流量与总得注射流量达到平衡。因此，这些流量必须中止或加以控制，以终止一次侧向二次侧的泄露。然而，首先必须保持足够的反应堆冷却剂装量。这包括足够的RCS过冷度和穩压器装量，以便在终止注射后维持可靠的稳压器水位指示。由于在终止注射后一次侧的泄露仍在继续，直到RCS和破损SG的压力相平衡。所以RCS降压使其具有足够的装量，以保证压力平衡后稳压器水位仍在范围内。
5） 停止向RCS的注入流量，以终止一次侧向二次侧的泄露：在先前的操作中，建立足够的RCS过冷度、二次侧热阱和足够的冷却剂装量以确认不再需要注射流量。当完成这些操作时，将停止CMT和CVS注射流量，以终止一次侧向二次侧的泄露。注射流量停止后，一次侧向二次侧依然有泄露，直到RCS和破损SG的压力达到平衡。通过控制CVS上充和下泄流量、稳压器电加热器、以及利用完好SG或PRHR热交换器移出堆芯衰变热，可防止RCS压力回升和泄露至破损SG再次开始。
6） 随着注射流量的终止，核电厂状态逐渐稳定，并且一次侧向二次侧的泄露终止。此时，操纵员将执行一系列操作措施，准备将核电厂降温至冷停堆状态。这些操作措施将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。
SGTR事故分析结果表明：满溢保护逻辑和非能动系统设计措施可为防止SG满溢提供保护。在SGTR事故下，操纵员可识别并隔离破损SG，实施必要的操作措施，并在SG发生满溢之前终止一次侧向二次侧的破口流量。即使假定操纵员不干预，AP1000核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施，可终止SG传热管得泄露，并将RCS稳定在安全状态，同时防止SG发生满溢。
对于极不可能的操纵员未采取恢复操作措施的事故工况，AP1000核电厂设置了多个保护系统和非能动设计措施，可以自动终止SG传热管泄漏和稳定RCS（反应堆冷却剂系统）。在SGTR事故下，CVS（化学和容积系统）的注入流量将维持一次侧向二次侧的破口流量，破损SG二次侧水位因破口流量的集聚而升高。最终，破损SG水位将达到宽量程高-2水位整定值，该整定值接近于窄量程水位范围的上限。AP1000保护系统自动提供多个安全相关措施，降低RCS温度和压力，以终止破口流量和蒸汽向大气的排放，并将RCS稳定在安全状态下。这些安全相关措施包括投入PRHR热交换器、停运CVS泵和稳压器电加热器，隔离启动给水。投入PRHR热交换器将堆芯衰变热传至IRWST（内置换料水箱）以降低RCS温度和压力。停运CVS泵和稳压器电加热器可减小RCS系统的压力回升，这将使得主回路系统压力与二次侧压力相平衡，从而有效地终止一次侧向二次侧的破口流量。停运CVS泵后，当需要提供堆芯硼化时仍可由CMT（堆芯补水箱）持续注入，关闭CVS泵并不会影响到系统的安全性。隔离启动给水可防止启动给水控制系统失效，该失效可能会导致破损SG满溢。随着衰变热由PRHR热交换器的移出，SG大气释放阀的蒸汽排放将终止，并且SG二次侧的水位保持稳定。
在SGTR事故下，操纵员可以诊断出事故，并执行恢复操作措施，以稳定核电厂状态和终止一次侧向二次侧的泄露。核电厂应急操作规程给出了有关SGTR事故操纵员的恢复操作措施。操纵员的主要操作措施如下：
1） 识别破损SG：可以通过某台SG窄量程水位非预期的上升，或者由任一主蒸汽管道监测器、SG排污管道监测器或SG取样的某个放射性高报警指示，识别破损的SG。
2） 隔离破损SG：一旦确定破损SG，将首先采取隔离破损SG的蒸汽流量、终止该SG的给水流量等恢复操作措施。
3） 利用完好SG或PRHR系统实施RCS降温：完成破损SG隔离后，尽可能快地将RCS降温至低于破损SG压力对应的饱和温度。这将为下一步使RCS降压至破损SG压力提供足够的RCS过冷度。
4） 实施RCS降压，以恢复反应堆冷却剂装量：当完成降温操作措施后，CVS和CMT注射流量将使得RCS压力逐渐升高，直到破口流量与总得注射流量达到平衡。因此，这些流量必须中止或加以控制，以终止一次侧向二次侧的泄露。然而，首先必须保持足够的反应堆冷却剂装量。这包括足够的RCS过冷度和穩压器装量，以便在终止注射后维持可靠的稳压器水位指示。由于在终止注射后一次侧的泄露仍在继续，直到RCS和破损SG的压力相平衡。所以RCS降压使其具有足够的装量，以保证压力平衡后稳压器水位仍在范围内。
5） 停止向RCS的注入流量，以终止一次侧向二次侧的泄露：在先前的操作中，建立足够的RCS过冷度、二次侧热阱和足够的冷却剂装量以确认不再需要注射流量。当完成这些操作时，将停止CMT和CVS注射流量，以终止一次侧向二次侧的泄露。注射流量停止后，一次侧向二次侧依然有泄露，直到RCS和破损SG的压力达到平衡。通过控制CVS上充和下泄流量、稳压器电加热器、以及利用完好SG或PRHR热交换器移出堆芯衰变热，可防止RCS压力回升和泄露至破损SG再次开始。
6） 随着注射流量的终止，核电厂状态逐渐稳定，并且一次侧向二次侧的泄露终止。此时，操纵员将执行一系列操作措施，准备将核电厂降温至冷停堆状态。这些操作措施将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。
SGTR事故分析结果表明：满溢保护逻辑和非能动系统设计措施可为防止SG满溢提供保护。在SGTR事故下，操纵员可识别并隔离破损SG，实施必要的操作措施，并在SG发生满溢之前终止一次侧向二次侧的破口流量。即使假定操纵员不干预，AP1000核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施，可终止SG传热管得泄露，并将RCS稳定在安全状态，同时防止SG发生满溢。