摘要：根据国外压水堆核电站蒸汽发生器的运行经验，结合我国核电站蒸汽发生器的情况，介绍了蒸汽发生器在运行中的事故与故障，并提出了相应对策。
蒸汽发生器；运行；事故；故障
Abstract:Thispaperdescribesaccidentsandtroublesinsteamgeneratoroperationandrecommendsrelevantpreventivestrategies,basedonextensiveoperatingexperienceofPWRsteamgeneratorsintheworldandtherelevantsituationofPWRsteamgeneratorsinChina.
Keywords:Steamgenerator;Operation;Accident;Trouble
国外核电站运行经验表明，蒸汽发生器是压水堆一回路压力边界最薄弱的环节。为了保证运行中蒸汽发生器的可靠性，从投运的那一天起就要跟踪、评估蒸汽发生器的运行情况，发现问题要及时研究、解决。对运行中蒸汽发生器的管理内容包括：状态跟踪与评估，对国外相似蒸汽发生器的调研，事故与故障预测，制订各种预防措施。预防措施包括杂质清除和在役检查，取管、堵管和衬管的修理技术，特殊堵管标准，泥渣冲洗和化学清洗技术，二回路水质的控制(包括杂质返回的检测等)。
1传热管破裂(SGTR)事故
1.1III类工况事故
考虑一根传热管完全断裂，这类事故是稀有事故，但在核电站的整个寿期内有可能发生。截至1994年，有10台蒸汽发生器的传热管破裂。其中有3台是由二次侧应力腐蚀引起的，有2台是由高周疲劳引起的，有2台是由松动零件磨损引起的，有2台是由一次侧应力腐蚀引起的，有1台则是由耗蚀引起的。破裂的部位有3个在管板上方，有6个在U形弯管段区，仅有1个在下部支撑板附近。破口的大小和形态也不一样，有7个破口是轴向破裂，裂纹长度为32～250mm，有2条裂纹呈360°的周向破裂，有1个为相邻的2条裂纹组成。
1.2事故的过程、判断和处理
(1)事故判断的主要依据是：凝汽器抽气器排气监测、蒸汽发生器排污水监测、主蒸汽管道外16N监测均显示放射性浓度急剧升高，并发出警报。
(2)传热管破裂时，由于蒸汽发生器一次侧压力比二次侧压力大得多，一次侧水进入二次侧。由于一次侧水的丧失，使稳压器水位下降，一回路压力也随着稳压器内蒸汽容积的膨胀而下降。
(3)由于稳压器低压和低水位报警，上充泵流量将自动增加，稳压器中的电加热通电，力求稳定稳压器中的压力和水位。如果泄漏量超过上充泵流量，一回路水将继续减少，导致自动停堆，汽轮机自动停机。稳压器水位达到低低水位定值时，安注系统向一回路注水。
(4)由于一次侧水漏入破管蒸汽发生器的二次侧，导致二次侧的压力和水位升高，并出现给水量减少，蒸汽量和给水量失配。当水位达到高高水位整定值时，主给水隔离，辅助给水投入。
(5)此时如果有厂外电源，则利用蒸汽旁路系统，将蒸汽排入凝汽器，使一回路温度、压力迅速降低。
(6)如果没有厂外电源，则主泵不能运行，凝汽器不能使用，此时蒸汽发生器靠自然循环排出堆芯余热。
(7)破管蒸汽发生器的汽压迅速升高，当达到释放阀或安全阀动作的整定值时，带放射性的蒸汽将通过这些阀门向大气排放，造成环境污染。
(8)以辅助给水和安注水作为热阱吸收堆芯余热，因此，排入大气的蒸汽量逐渐减少，一、二次侧压力逐渐相等。
(9)隔离破管蒸汽发生器，并隔离凝汽器排气向大气的出口。
以上(8)、(9)两步是处理本事故的关键。为了使一、二次侧压力尽快相等，利用蒸汽旁路系统向凝汽器排汽是最快的方法，但放射性释放量大，污染范围扩大到二回路设备。如果蒸汽管道中存水，蒸汽释放可能引起水锤效应，使二回路设备损坏。当一、二次侧压力相等后，还可以用反充冷却、排污冷却等方法来进一步降温降压。
事故处理一般要求在30min内处理完毕，可分下列3个阶段：
(1)停堆到安注系统动作，时间约为5min；
(2)对事故的鉴定，时间约为10min；
(3)事故处理直到把破管蒸汽发生器隔离，时间约为15min。