蒸汽发生器传热管的降质及对其完整性的评估

蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。     

蒸汽发生器管子完整性的审批基础以及近期运行经验

压水堆（PWR）蒸汽发牛器薄壁管的总传热面积超过50％的反应堆冷却剂压力边界（RCPB）。在正常运行和事故条件下,这些管子的完整性很重要。这是因为一旦这些管子损坏（泄漏或断裂）则会造成放射性裂变产物泄漏到环境中,如果损坏是由于失水事故（LOCA）或主蒸汽管道破裂所致,则会使系统响应复杂化。 简要介绍了为管理蒸汽发生器运行、保证满足反应堆冷却剂压力边界完整性而专门开发的各种管理要求。还介绍了各种形式的管子降质和核管会（NRC）涉及这方面蒸汽发生器的近期运行经验。论述的管子降质形式包括：管子与堵头一次侧水应力腐蚀（PWSCC）、管子外表面晶间腐蚀（IGA）／应力腐蚀（SCC）、微振磨损／机械磨损、高周疲劳。还讨论了近期已知的有关安全停堆地震（SSE）和假设的LOCA载荷的联合作用下管子倒塌的有关问题。最后,简要介绍了美国蒸汽发生器更换的情况。     

浅论核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故与SG二次侧水质控制

蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因，强调SG二次侧水质控制的重要性，以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。     

基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器（SG）二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂（MFLB）事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明：MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。     

压水堆蒸汽发生器传热管完整性要求

１ 相关标准１．１　美国联邦法规１０ＣＦＲ５０要求符合５０．２１（ｂ）或 ５０．２２的运行许可证持有者必须制定和执行一个保证大纲,该大纲要保证压水堆蒸汽发生器传热管的安全功能。首要的安全功能是由于蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界（ＲＣＰＢ）的主要组成部分,必须要保持反应堆冷却剂的总量和压力。其次,蒸汽发生器传热管作为一、二回路之间的热交换导热体,还保证了反应堆的停堆能力。第三,蒸汽发生器传热管隔离了一回路系统里的放射性介质,避免它们进入二回路系统和释放到环境中去。 制定传热管完整性大纲是为了…     

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。     

英国一核电机组的蒸汽发生器管子泄漏

【美国《核子周刊》 1 998年 1月 1 5日刊报道】　英国最老的运行中的商用核电站(有 4套机组的科尔德霍尔镁诺克斯型核电站 )的 3号机组于 1月 4日停机 ,因为汽水从一根蒸汽发生器的管子漏入到一回路冷却剂气体中。气体排放使空气中的硫 - 35超过“正常水平”。该核电站经理 Peter Gallie说 ,英国核燃料公司 (BNFL )“大约每两年”就要经历一次这种蒸汽发生器管子泄漏事故 ,这种频度至今没有变化。他说 ,这种情况在任何一座电站的蒸汽发生器系统中都会有发生科尔德霍尔事件的结果是来自二回路的蒸汽进入主气体冷却剂回路。虽然开始时蒸汽…     

改进型蒸汽发生器的研究

论及核蒸汽发生器的重要性，运行经验，管子严重降质以及应采取的对策。提出了对改进型蒸汽发生器的意见。     

失水事故下一回路水动力载荷分析

以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析。结果表明破口面积是影响失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一,辅助接管嘴破口下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量级相当;蒸汽发生器(SG)出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明显。此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值,因而在隔板设计时必须予以考虑。本文的研究成果对新堆型研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析

10MW高温气冷堆蒸汽发生器（SG）传热管是带放射性的一回路与无放射性的给水蒸汽二回路的屏障。管束的破裂将会引起二回路的水蒸汽进入一回路,从而导致堆芯压力的升高和放射性产物的外泄,因此确保传热管的完整性是十分必要的。传热管的结构采用小弯曲半径的螺旋管结构,对于这种无法进行体积性在役检查的螺旋管,利用破前漏思想确保传热管的完整性是一个重要的选择。本文利用管道有限元程序PIPESTRESS对高温气冷堆蒸汽发生器传热管的应力进行了计算,得到了传热管的最大应力和应力与材料的不利组合位置。     

压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究

以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。     

套管式双面加热蒸汽发生器的热工水力分析

为研究套管式双面加热蒸汽发生器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述蒸汽发生器物理现象的一维均匀流数学模型。应用该模型，开发了可计算稳态和瞬态工况下一回路和二回路冷却剂温度场、焓场的直流蒸汽发生器热工水力程序。计算结果对直流蒸汽发生器结构设计、运行具有指导意义。      

自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移

蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一，对铅冷快堆而言，该事故发生后，二回路的高压水迅速进入一回路，会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆，对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究，基于ANSYS FLUENT，利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪，并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明，破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响，当一回路液态铅含有较多杂质时，蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积，从而对反应堆的正常运行产生显著影响。     

全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。     

EPRI《蒸汽发生器完整性评估导则》解读

《蒸汽发生器完整性评估导则》是美国电力研究院发布的用于评估蒸汽发生器(Steam Generator,简称SG)完整性的导则。该导则通过SG传热管结构完整性评估、一次侧—二次侧泄漏完整性评估以及二次侧完整性维护进行SG完整性评估。基于导则及相关文献调研与分析,从历史背景、发展历程、内容框架三个方面较为详细地介绍了《SG完整性评估导则》的基本信息,并对我国建立SG完整性评估技术体系的必要性和需开展的工作进行了初步讨论。《SG完整性评估导则》的全面解读对于推动我国核电厂开展SG完整性评估工作具有重要意义。     

管壁减薄对严重事故工况下传热管断裂的影响及缓解措施的有效性

严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)的影响,给出严重事故缓解措施,例如一回路降压和给SG补水的有效性计算。     

蒸汽发生器传热管缺陷的涡流和超声检测

本文讨论了涡流和超声检测方法应用在检测蒸汽发生器管子降质方面的局限性。有些检测方法的尺寸测量能力极为有限。有些情况下，对缺陷尺寸测量的不定因素可通过将涡流检测结果、超声检测结果与取管破坏性试验结果加以对比确定。不同的降质机理导致蒸汽发生器管子损坏的定性检测方法的局限性将在其后讨论。其讨论顺序为：一次侧水应力腐蚀破裂、晶间腐蚀、二次侧应力腐蚀破裂、点蚀、耗蚀、凹痕、高周疲劳以及磨损。     

蒸汽发生器设计中ALARA原则的考虑

合理可行尽量低(ALARA)原则是核电厂辐射防护的基本原则。蒸汽发生器作为一回路最重要的设备之一,其设计应考虑ALARA原则,以限制并减少核电站人员的辐照剂量。通过对影响辐照剂量的重要设计过程进行分析后得出结论:通过优化选材、快速疏导一回路冷却剂、改善在役检查、加强屏蔽、优化水化学等举措,可使蒸汽发生器的设计更加满足ALARA原则。最后,根据上述研究结论,对二代加核电站蒸汽发生器的设计提出改进建议。     

秦山核电厂蒸汽发生器的老化管理

依据蒸汽发生器(SG)老化管理的PDCA (PLAN、DO、CHECK、ACT的首个字母的缩写,可以简称为戴明循环)循环,阐述了秦山核电厂SG老化管理体系的建立、SG的运行控制(主要是水化学控制)、检查、检测和评估以及SG的维护措施.通过这些措施的实施,对SG的老化降质进行了有效的管理,确保秦山核电厂运行16 a后,SG仍处于一个良好的运行状态.     

蒸汽发生器换热管流量分配及其对核主泵入口流场的影响

为研究蒸汽发生器（SG）换热管流量分配及其对反应堆冷却剂泵（RCP）入口流场的影响，进行了蒸汽发生器的缩尺模型冷态实验，并以实验获得的数据为SG下封头的入流条件，对SG下封头进行数值建模，并采用计算流体力学（CFD）方法对其进行了三维流场计算。结果表明:SG换热管存在较严重的流量分配不均，SG入口管会对其所正对部分的换热管的流量分配产生较大影响，使该部分流量增大，即形成高速区，而高速区周围会形成相对的低速区甚至回流区；在小流量时，换热管的沿程损失将对换热管的流量分配起主导作用；SG换热管内的不均匀流量分配会使SG出口管处的轴向速度更加紊乱，即在核主泵入口产生更加严重的入流畸变。