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摘要：在本课题的研究中利用M310核电站仿真系统对压水堆蒸汽发生器传热管破裂事故进行仿真分析，通过模拟压水堆核电站运行过程中，蒸汽发生器传热管出现破裂事故造成的不同原因和产生的现象，经过模拟分析找出相应的解决措施。
关键词：仿真机 事件树 蒸汽发生器 传热管破裂事故
Abstract
M310 nuclear power plant simulation system use in the study of this topic in PWR steam generator tube rupture accident simulation analysis process by simulating the PWR nuclear power plant operation, accidents caused by different reasons ruptured steam generator tubes appear and phenomena generated through simulation analysis to identify appropriate solutions.
Keywords simulator event tree steam generator tube rupture accident
蒸汽发生器作为压水堆核动力装置的关键设备之一，是核电站中一回路和二回路的结合点，蒸汽发生器承担着完成一、二回路能量传递的重要作用。在这种情况下蒸汽发生器就需要面对一回路的高温、高压工作流体条件，以及二回路水质恶劣的工作环境，在运行中的蒸汽会在二次侧导致杂质、盐分和泥渣的积集，这样就会带来运行中安全性的不确定因素，在这样的恶劣工作环境下就会很容易造成蒸汽发生器传热管的泄露甚至破裂。
现在压水堆核电站的蒸汽发生器有两种类型：一种是立式U形管束自然循环蒸汽发生器，另一种是直流式蒸汽发生器。我国核电站普遍使用的是立式U形管束自然循环蒸汽发生器，这种蒸汽发生器的结构较为合理，可以充分的发挥动力设备的自然循环机理，可以发挥动力设备的非能动性。
对于蒸汽发生器传热管破裂事故，如果及时干预，正确处理，那么可以控制反应堆的后果不会十分严重，也可以减少放射性物质的泄露，在本课题的研究中，针对现在压水堆核电站普遍使用的立式U形管束自然循环蒸汽发生器，进行模拟实验，依据实验结果进行概率论安全分析，在本课题的研究中要保证其他无关参数不变的情况下，在满功率运行的条件下，引入事件，模拟出核电站运行期间的蒸汽发生器的传热管破裂事故。
在本课题的研究中，要参与对比试验的方面，控制无关变量，单一事件的故障引入可以保证试验结果的准确性，这样的实验方法得到的实验结果具有一点的可行性。在做研究实验之前我们需要对压水堆核电站的蒸汽发生器有个全面的了解，同时还有掌握M310模拟试验机的使用方法，在结果分析方面，要学习概率论安全分析的方法，对实验的结果展开全面完整的分析。
M310能够实现对核电站一回路主要系统全范围模拟仿真的系统,对二回路、电气系统及其控制调节实现部分模拟仿真控制。该平台能够实现模拟主控制室和就地控制的大部分内容，使得模拟机能够顺利的完成机组启停、设备故障、升降功率和机组瞬态（如临界逼近、延长燃耗运行等）等不同事故工况下的运行状态。
期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆同时该软件还充分考虑到中子物理学涉及到得反应堆内温度效应、控制棒控制反应性、燃料温度效应、毒效应、慢化剂温度效应、燃耗、轴向分布等领域问题，同时通过这套模拟软件可以实现对核电站一、二回路的运行、物理、水循环、热工和电气等相关方面的原理培训，以及可以通过电站系统的图形操作界面，实现核电运行操作的初级培训。
为了研究蒸汽发生器传热管破裂事故对反应堆安全性的影响，基于M310核电站仿真系统，进行压水堆蒸汽发生器传热管破裂事故的仿真模拟和分析，研究反应堆在无人为因素因干预的情况下，依靠反应堆自身的固有安全性来缓解事故的后果的事故工况。以此为参照在设计基准事故的基础上再引入一个事故，观察在无人因素干预情况下反应堆的运行情况，并分析在这种事故工况下反应堆各个参数的变化。依据实验得到的数据，随后运用概率论分析的手段，选取一个系统回路，对该系统进行详细的分析，并建立一个较为完善的事件树，借助模拟机和概率论的分析方法，完成数据的理论分析来确定该系统在发生这种事故的工况下可能引起的反应堆堆芯融毁的概率的大小。
M310模拟机进行蒸汽发生器传热管破裂事故的模拟实验。实验要求输入的最终值是传热管破口尺寸与传热管直径的比值大小。在压水堆核电站满功率运行情况下，确定一组设计基准事故： 根据研究的内容在设计基准事故的基础上再引入一个事故，观察反应堆在无人为因素干预情况下的运行情况，并分析在此种事故工况下反应堆各个参数的变化；在模拟机中选择了引入的基准事故后，在设定破口大小时分别选取了最终值为0.7、0.8这样的两组数据开始进行实验观察并对实验结果进行比对。
实验中主要研究蒸汽发生器传热管发生破裂时，破口大小的最终值分别为0.7、0.8、两个变量时（最大值为1），在模拟机的输入端口键入延时时间为00:00:01，渐变时间为00:00:10,在最终值一栏分别输入0.7、0.8两个参数后，插入蒸汽发生器传热管破裂事故的事故序列，观察堆芯流量、堆芯热功率、堆芯入口温度、堆芯出口温度，稳压器压力、稳压器水位、1#蒸汽压力、1#给水流量、1#蒸汽流量、1#辅助给水流量、1#安注流量等数据的变化过程。
通过实验可以得出以下结论：实验清晰的展示了蒸汽发生器传热管破裂事故时不同破口面积下的热工水力学现象。破口尺寸的大小对事故进程的影响较大，破口面积较大时，一次系统泄压速率较快，蒸汽发生器满溢时间较短。即使破口尺寸差别不大，对反应堆的各个参数变化快慢范围也有很大的不同。
通过已有的实验数据，对蒸汽发生器传热管破裂事故进行概率论安全分析，建立事件树，并且进行了认真的分析，得到了即在紧急停堆、辅助给水、高压安注都成功的情况下，事故的蒸汽发生器离失效及随后的余热去除系统失效。由于隔离事故的蒸汽发生器失败，当余热汽轮机旁路排放系统冷却，余热去除系统失效且不能恢复是传热管破裂事故将导堆芯融化。
传热管事故情况下操纵员的失误与设备失效相比要大一个数量级。只要降低人为的失误概率，就可以将蒸汽发生器传热管破裂事故导致的堆芯裸露事故大幅度降低。蒸汽发生器传热管破裂事故是需要操纵员在事故早期（半小时）既是正确干预可减缓后果的极限事故，又是迄今为止发生最多的极限事故。美国在蒸汽发生器传热管破裂事故后半小时，事故的蒸汽发生器就出现了满溢。清华大学核电站培训中心的几年培训教学中发现近一半的操作出现蒸汽发生器高高水位或满水位，这是由于一、二次侧高压差下经破管泄漏，加之辅助给水投入时阀门出于全开造成的。因而应强化蒸汽发生器传热管破裂事故人员培训的模拟培训，减少事故下的人因失误。
参考文献
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[2] 庞凤阁.彭敏俊.船舶核动力装置.哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，2000
[3] 濮继龙.压水堆核电站安全与事故对策.哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，1995
论文作者:方秀林
论文发表刊物:《中国电业》2019年第09期
论文发表时间:2019/9/5
标签：发生器论文; 蒸汽论文; 事故论文; 核电站论文; 反应堆论文; 回路论文; 破口论文; 《中国电业》2019年第09期论文;