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核电站主给水管道破裂事故的运行研究
1 主给水管道破裂事故的定义
在大亚湾/ 岭澳核电站的最终安全分析报告中, 主给水管道破裂事故定义为在给水管道中产生一个破口, 它大到无法向蒸汽发生器补充足够的给水以维持蒸汽发生器内水的装量的
事故。最极端的状况是在给水管道最后一道逆止阀下游双端剪切破裂。这种状况发生的概率极低, 即极限事故。
由于机组安全运行所面对的问题和任务并不是仅仅在出现极限事故时保证堆芯的完整,而是要针对各种不同的工况, 采纳不同的策略和方法, 最大限度地保证环境、堆芯、机组乃至
一个设备的安全。
2 导致主给水管道破裂事故的原因：
蒸汽发生器主给水管道主要由主给水管道及其相关阀门、辅助给水管道及其相关阀门、蒸汽发生器排污管线及其相关阀门及主蒸汽管线及相关阀门组成。主给水管道破裂事故主要由于主给水管线及辅助给水管线最后一个逆止阀下游管道破裂导致,另外, 蒸汽发生器排污管线安全壳隔离阀前的管线破裂由于其现象后果相似, 也属于主给水管道破裂事故。岭澳核电站就曾经发生过蒸汽发生器排污管道疏水阀泄漏事件, 导致在满功率状态下人员多次进入反应堆厂房查漏和被迫停机停堆检修。
2021 年5 月某日岭澳核电站操纵员发现
安全壳地坑液位上涨较多, 通过分析推断, 怀疑是安全壳
内蒸汽发生器二回路侧存在漏点。几日后查漏小组确定是2 号蒸汽发生器上的 ( 蒸汽发生器排污系统) 阀门外漏或该阀门与
管线的焊接处有漏。依据分析计算, 对安全最为不利失效模
式蒸汽发生器间发生断管。在机组满功率状况下, 当反应堆厂
房内达到安注动作压力( 11 3 bar ) 时间为10 min, 而热停堆工况下, 则仅必需要6 min 即可达到安注压力值。另一方面, 在满功率条件下,假设泄漏率达到100 L/ h, 则核岛冷冻水系统无法控制反应堆厂房内的热平衡, 温度将快速上升至临界值。满功率与热停堆, 两种工况下所执行规程
基本一致:
( 1) 当安全壳压力高出现后执行诊断规程进入没有安注投运时
的主回路不正常泄漏, 因计算出的一回路泄漏小于2t/ h, 因此直接进入过渡到热停堆目标。
( 2) 当安全壳压力达到11 3 bar〔工程大气压〕 时触发安
注。这时的要点是及早控制安注防止稳压器灌满及一回路压力达到安全阀开启定值。
( 3) 安全壳压力高稳定后可通过喷淋降压尽快达到稳压器饱和( 前提是稳压器存在汽腔) 。参数基本稳定后, 对蒸汽发生器的隔离要尽快进行。隔离二号蒸汽发生器的时机, 依据计算在断裂后很快会触发安注, 因此很大可能在安全壳压力高稳定后隔离二号蒸汽发生器;最终岭澳核电站1 号机按计划开始降功率停机解列, 机组进入热停堆状态, 按照方案实施修理工作。