ABSTRACT

Under severe accident conditions with countercurrent natural circulating high temperature gas in the hot leg, surge line and steam generator tubes, SG tubes integrity could be threatened by creep rupture, particularly if cracks are present in the tube walls. In this study, the first step we performs thermal-hydraulic analysis to predict the creep rupture parameter of the tubes in severe accident. The next step we applies the creep rupture models to test the potential for the degraded SG to rupture before the hot leg. Then, the mean of the SG tube rupture probability was applied to estimate large early release frequency in simplified Level-2 PSA model, and the overall LERF (Large and Early Release Frequency) risk due to the Induced SGTR was calculated. In the final step, implementation of severe accident management guidance, such as the RCS depressurization and refilling to SG, is evaluated using PSA approach. It can be found that strategy of RCS depressurization and refilling to SG can mitigate the severe accident process under the condition of high and medium pressure, and reduce LERF effectively.

Keywords:Creep Rupture, Steam Generator Tube Rupture, Quantitative Risk Assessment

严重事故时蒸汽发生器传热管蠕变断裂 风险评估

胡文超，彭常宏

中国科学技术大学核科学技术学院，安徽 合肥

Email: wenchu@mail.ustc.edu.cn, pxm321@163.com

收稿日期：2015年6月15日；录用日期：2015年7月4日；发布日期：2015年7月7日

摘 要

严重事故时，一回路将会出现蒸汽自然循环冷凝回流现象；高温蒸汽不断进入热管段，波动管和蒸汽发生器传热管，最终可能导致蒸汽发生器传热管发生蠕变断裂失效。本文首先使用严重事故分析计算严重事故时传热管蠕变断裂参数和传热管断裂的概率。然后使用简化二级概率安全分析模型评估传热管蠕变断裂导致的大量早期释放频率。最后评价一回路卸压和恢复二次侧给水等严重事故缓解措施对防止蠕变断裂的有效性。可以发现在中压和高压的情况下，一回路卸压和恢复二次侧给水能够有效地防止传热管蠕变断裂，降低大量早期释放频率。

关键词 :蠕变断裂，蒸汽发生器传热管断裂，定量化风险评估

1. 引言

压水堆核电站中，蒸汽发生器将堆芯产生的热量带走，并将水转变成蒸汽。蒸汽发生器传热管是一回路压力边界，一侧是放射性的，一侧是非放射性侧，因而具有非常重要的安全作用。压水堆的安全分析中一个重要事故是蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故，SGTR事故会造成安全壳旁路，导致放射性物质释放到环境中。严重事故情况下，一回路会出现蒸汽自然循环冷凝回流现象，高温蒸汽能够进入热管，波动管和蒸汽发生器传热管，传热管有发生蠕变断裂的风险，尤其是传热管壁出现裂缝时。

当压水堆发生运行瞬态或设计基准事故时，通过具有事故预防和缓解功能的部件和系统来保证其安全性。然而三里岛事故，切尔诺贝利事故和福岛事故，说明仍可能出现反应性无法控制或堆芯无法冷却的情况，并最终导致堆芯损坏。美国核管会要求核电站开发具体的严重事故管理方案以满足严重事故监管要求。为了满足这一要求，开发用于堆芯熔化事故缓解措施的严重事故管理导则(SAMG)，以支持事故发生时操纵员或者技术支持中心的工作人员。SAMG的实施有助于减少核电厂风险，降低安全壳失效的可能性，减少放射性物质释放到环境的总量。同时将SAMG引入核电厂应急计划能够提高人因可靠性 [1] [2] 。

本文以带有干式安全壳的三环路的压水堆核电站为研究对象，首先进行热工水力分析计算严重事故中传热管蠕变断裂参数，并应用蠕变断裂模型计算传热管在热管或者波动管断裂之前的发生断裂的概率。然后将蒸汽发生器传热管断裂后的概率值应用在简化二级概率安全分析模型中，计算早期大量释放频率(LERF)。最后，评价一回路卸压和恢复二次侧给水等严重事故缓解措施的有效性。

2. 简化二级PSA模型

根据NURGE/CR-6595 [3] 提出的方法，建立简化二级PSA模型，即简化的安全壳事件树。该模型可以获得影响安全壳早期失效或旁路的严重事故进程的主要特点。图1为干式安全壳压水堆的安全壳事件树模型，事故序列的最终结果为发生LERF或未发生LERF。该事件树的顶部事件如下：

问题1：堆芯损坏？

图1. 干式安全壳压水堆核电站的简单安全壳事件树

问题2：安全壳隔离或者未发生旁路？

问题3：一回路处于低压状态？

问题4：堆芯损坏终止且压力容器未破裂？

问题5：未诱发SGTR？

问题6：压力容器破裂但安全壳未失效？

问题7：无早期死亡风险？

由一级PSA给出导致堆芯损坏的序列。这些序列需要在简化二级PSA模型中进一步分析。由于一级PSA序列非常多，需要将这些序列分组以便于后续的事故进程分析。将事故进程和放射性物质释放相近的序列合并在一起，称之为电厂损坏状态(PDS)。为了定义电厂损坏状态，需要确定了影响放射性后果的主要因素，即定义了一组“特征量”作为电站损坏状态分析的基础。与Surry核电厂 [4] 类似，本文分析的参考电站使用了五个特征量来描述核电厂损坏状态：

· 堆芯损坏开始时一回路状态；

· 应急堆芯冷却系统状态；

· 安全壳喷淋安注和再循环系统状态；

· 换热和蒸汽发生器状态；

· 交流电源状态

根据特征量，确定电厂损坏状态。由于电厂损坏状态数目较多，因此，对于有相似核素释放的PDS被归组成电厂损坏状态组(PDSG)。参考EPRI NSAC-159 [5] 和Oconee电站的方法 [6] ，采用了如下四个参数将PDS归组成PDSG：

1) 反应堆冷却剂系统状态；

2) 应急堆芯冷却系统状态；

3) 交流电源状态；

4) 堆芯损坏时间。

对每个PDS，确定上述四个参数，并根据这四个参数将所有的PDS归组到相应的PDSG中。根据严重事故分析程序计算结果，对于一回路低压和恢复二次侧给水的PDS，发生SGTR的概率非常低，对LERF的影响很小，在进行PDSG分析时，可以忽略掉这类PDSG。对安全壳失效情况下的PDSG分析时，由于安全壳已经旁路，放射性物质可以直接从安全壳泄露出去，不再需要进行SGTR分析。因此仅有三类PDSG可能诱发SGTR，如表1所示。

3. 传热管蠕变断裂模型

在严重事故进程中，随着堆芯开始过热，从堆芯出来的高温蒸汽会在一回路中流动，反应堆结构材料受到高温蒸汽加热，材料强度会减弱。尤其是蒸汽发生器传热管、热管和稳压器底部的波动管这三个部分受影响最为严重。如果蒸汽发生器传热管在热管或波动管之前失效，放射性物质将会直接释放到环境中。但是由于在一般情况下波动管或热管会先于传热管失效，从而会对一回路卸压，降低了传热管内外侧的压差，防止传热管发生蠕变断裂。基于时间积分的蠕变断裂因子的计算关系式如下 [7] ：

(1)

其中：

t_f为蠕变断裂失效时间，s；

t_R为温度T (t)时中发生失效的时间，s；

σ为管壁应力，Pa；

m_p为与壁面缺陷相关的强度因素(假定为1)。

分母中t_R的值由Larsen-Miller经验关系式[8] 给出，具体的值可以由严重事故分析程序计算得到。

一般来说，当R到达1时，认为管道已经失效。根据已分析的情况，如果不考虑蠕变断裂参数中的不确定性，波动管总是先发生断裂，因此不会发生传热管断裂。然而如同所有的经验关系式，Larsen-Miller关系式具有一定的不确定性。为了定量化R值的不确定性，假设一个对数正态分布的累积分布函数，均值μ = 1，标准差σ = 0.4 [7] [8] ，函数如下：

(2)

式中称为易损性曲线。当R值分别是0.518，0.764，1.00，1.31和1.931，断裂概率分别是5%，25%，50%，75%和95%。

使用严重事故分析程序来计算热管段，波动管和蒸汽发生器传热管在高温蒸汽加热下的蠕变情况，得到相应的蠕变断裂系数，再通过式(2)计算得到诱发SGTR的概率，计算结果如表2所示。

4. 严重事故管理导则的有效性分析

当堆芯出口蒸汽温度达到650℃时，实施严重事故导则以缓解严重事故进程。为了预防严重事故下诱发SGTR，操纵员可以打开稳压器卸压阀对一回路卸压或者恢复二次侧给水。

4.1. 一回路卸压

一回路卸压的措施是为了缓解严重事故进程，尤其面临可能出现高压熔堆的事故进程时，通过打开

表1. PDSG的描述

表2. SGTR结果

表3. 一回路卸压结果

¹LERF_基准情况是没有实施SAMG导则的LERF值。²LERF_卸压是实施一回路卸压的LERF值。³ΔLERF = LERF_基准情况 − LERF_{一回路卸压}。⁴ΔPercent = ΔLERF/LERF_基准情况

卸压阀让可以投入运行的低压安注和安注箱向堆芯注水，避免堆芯熔化。一回路卸压能够避免在一回路高压的情况时出现如下情况：

· 压力容器早期失效

· 安全壳直接加热

· 蒸汽发生器传热管断裂

在简化二级PSA模型中，进行一回路卸压能够避免诱发蒸汽发生器传热管断裂，而且可以降低压力容器破裂后安全壳失效的可能性。通过计算3个PDSG得到LERF值，其计算结果见表3。对于SBO，由于安全壳隔离的电动阀无法关闭而导致安全壳失效是早期大量释放的主要贡献者。所以通过一回路卸压减少LERF值的幅度要低于其它两种PDSG情况。

4.2. 恢复二次侧给水

恢复二次侧给水目的是：

· 防止蒸汽发生器传热管发生蠕变断裂；

· 阻止裂变产物通过传热管进入蒸汽发生器二次侧；

· 为一回路冷却剂系统提供热阱。

在简化二级PSA模型中，恢复二次侧给水能够避免诱发SGTR。可以通过计算得到三个PDSG情况下的LERF值，其计算结果和一回路卸压的情况相同。

根据上面分析结果，可以发现一回路卸压或恢复二次侧给水能在一定程度上缓解严重事故，避免诱发蒸汽发生器传热管发生断裂。这是因为一回路卸压可以减小一二回路之间的压力差，减少管壁承受的机械应力。而恢复二次侧给水能够降低管道温度，减小管壁的热应力。

5. 结论

根据本文上述分析，能够得到如下结论：

1) 对于中高压的严重事故，由于一回路卸压能够避免诱发SGTR和减少压力容器破裂时安全壳失效的可能性，所以能够有效缓解严重事故的结果并且大大降低LERF频率，对于SBO的情况，LERF值可以降低20%，对于非SBO的情况，LERF值可以降低70%左右。

2) 对于中高压的严重事故，恢复二次侧给水在降低LERF值方面与一回路卸压的作用相似。

文章引用

胡文超,彭常宏, (2015) 严重事故时蒸汽发生器传热管蠕变断裂风险评估
Quantitative Risk Assessment of Induced Steam Generator Tube Rupture in Severe Accident. 核科学与技术,03,49-54. doi: 10.12677/NST.2015.33008

参考文献 (References)