核电厂蒸汽发生传热管破裂事故处理
《核电厂事故》PPT课件_OK
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5.1 概述
5. 1. 2 最佳恢复导则 1. E导则 （1）E-0 导则（规程）——反应堆紧急停堆或安注 （2）E-1 导则（规程）——失去反应堆冷却剂或二次冷却剂 （3）E-2 导则（规程）——破损蒸汽发生器隔离
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第5章 事故
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5.1 概述
➢ 核电厂的系统、部件或设备出现异常，如果处理的不及时、不正确，就有可能将异常扩大，甚至会扩大成部分燃料元 件损坏或堆芯部分熔化和／或放射性物质向环境释放的事故。
➢ 实践证明，操纵员处理不当，会使事故扩大。如三哩岛事故本是小破口失水事故，分析认为不应造成反应堆堆芯燃料 棒损坏，而事实是造成了堆芯部分熔化，可见操纵人员知识和正确及时处理事故的重要性。
5. 2. 1 概述 对ATWS的瞬变分析结果表明，偏离泡核沸腾比RDNB和反应堆冷却剂系统压力在ATWS过程中可能超过限制值。 在丧失给水和丧失负荷的情况下， RDNB随时间延长而增大。因此，反应堆冷却剂系统的峰值压力是所关心的参数。 对产于生反的应热堆量冷的却速剂率系快统于的它偶能然从降二压回，路系RD统NB中是排人出们的关热心量的的安速全率限。值这。将大引多起数反未应紧堆急冷停却堆剂的压预力期升瞬高变。事件导致在反应堆冷却剂系统中 反应堆冷却剂系统压力升高正是大多数未紧急停堆的预期瞬变事件的限制参数。所以缓解未紧急停堆的预期瞬变事件结果的最重 要的特点之一是靠稳压器卸压阀和安全阀限制压力上升的能力。
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5.1 概述
5. 1. 3 功能恢复导则最佳恢复和关键安全功能恢复之间的关系 3.关键安全功能状态树 （2）安全状态的诊断参数及其判据 ①次临界度：核功率、中间量程启动率、源量程启动率。 ②堆芯冷却：反应堆堆芯出口温度、反应堆冷却剂过冷度、反应堆冷却泵运行状态、压力容器水位。 ③二回路热阱：蒸汽发生器水位、总给水流量、主蒸汽压力。 ④压力边界完整：反应堆冷却剂的冷却率、反应堆冷却剂冷段温度、反应堆冷却剂系统压力。 ⑤安全壳：安全完压力、安全壳地坑水位、安全壳放射性水平。 ⑥冷却剂装量：稳压器水位、压力容器水位。
蒸汽管道泄露应急预案
一、前言为确保我单位在蒸汽管道泄漏事故发生时能够迅速、有序、有效地进行处置，降低事故损失，保障员工生命财产安全，特制定本预案。
二、适用范围本预案适用于我单位蒸汽管道泄漏事故的应急处置工作。
三、事故发生时的应急处置措施1. 发现泄漏（1）发现蒸汽管道泄漏的人员应立即停止操作，报告现场负责人。
（2）现场负责人应立即通知安全管理部门，并启动应急预案。
2. 现场处置（1）现场负责人应立即组织人员撤离泄漏区域，确保人员安全。
（2）安全管理部门应立即向相关部门报告事故情况，并协调相关部门进行处置。
（3）现场人员应立即采取措施，关闭泄漏管道的阀门，切断泄漏源。
3. 现场警戒（1）安全管理部门应立即设置警戒线，隔离泄漏区域，防止无关人员进入。
（2）警戒线设置后，应安排专人负责警戒，确保警戒区域安全。
4. 人员救护（1）如发现人员受伤，应立即进行现场急救，包括烫伤处理、伤口包扎等。
（2）急救后，应将伤员迅速送往医院接受进一步治疗。
5. 现场监测（1）安全管理部门应立即对泄漏区域进行监测，包括空气质量、蒸汽压力等。
（2）监测数据应及时上报相关部门，以便采取相应措施。
四、后续处理1. 事故调查（1）事故发生后，安全管理部门应立即组织调查组，查明事故原因。
（2）调查组应全面收集事故现场资料，分析事故原因，并提出预防措施。
2. 事故处理（1）根据事故调查结果，对泄漏管道进行修复或更换。
（2）对事故责任人员进行处理，追究相关责任。
3. 事故总结（1）安全管理部门应组织相关部门召开事故总结会议，分析事故原因，总结经验教训。
（2）根据事故总结，完善应急预案，提高应急处置能力。
五、预案的修订与实施1. 本预案由安全管理部门负责修订。
2. 本预案自发布之日起实施，原有预案废止。
3. 本预案的解释权归安全管理部门所有。
六、附则1. 本预案未尽事宜，按照国家相关法律法规和行业标准执行。
2. 本预案如有变动，由安全管理部门负责修订，并重新发布。
2023年核电厂安全考试知识点梳理
2023年核电厂安全考试知识点梳理综合测试题(共58个，分值共：)1、蒸汽发生器传热管断裂事故有哪些现象？原因有哪些？保护有哪些？现象：①蒸汽发生器传热管破口，导致一回路水流失，同时一回路系统压力下降，稳压器低压力和低水位报警；上冲泵流量增加；故障蒸汽发生器的给水流量减少，出现蒸汽流量与给水流量的失配②当稳压器压力低至停堆整定值时，即触发稳压器低压保护而紧急停闭反应堆。
停闭后，由于冷却剂不断流失和冷却水体积收缩，稳压器水位快速下降，当达到稳压器低压力和低水位整定值时，触发安注信号，同时切断二回路正常给水，启动辅助给水泵。
③反应堆停闭信号触发汽轮机组脱扣，蒸汽通过旁路阀进入凝汽器。
若同时发生失去外电源供电的情况，则蒸汽旁路阀自动关闭，造成蒸汽压力上升，蒸汽通过释放阀和安全阀排向大气，最终导致换料水箱排空，酿成堆芯裸露、大量放射性物质经蒸汽发生器外泄的严重后果。
④蒸汽发生器排污液体检测器和凝汽器抽气器的放射性检测器报警，指示二回路系统放射性物质急剧增加，并自动终止蒸汽发生器的下泄排污⑤停堆后的余热由连续供应的辅助给水和安全注射硼水流量所形成的的冷源带走⑥安全注射水罪证能部分的回复反应堆冷却剂压力和稳压器水位原因分析：主要原因是应力腐蚀或晶间腐蚀；其次是由于震动造成疲劳损坏①由于机械加工、焊接、热处理、胀接加工、组装不好等原因，使管子承受机械应力和热应力②一回路水产生的腐蚀③二回路给水水质不好，化学处理方法不当或处理不规范，再加上在高温状态下，管板处的腐蚀沉积物的溶解性大大增强，使管子局部变薄或产生裂纹。
凝汽器泄露是二回路水质变坏的重要原因。
④凹陷效应，由于碳钢支撑板或管板的腐蚀产物对管束的挤压作用。
腐蚀产物的淤积直接导致在支撑板交界处传热管发生塑性变形以致破裂⑤由于管内流动状况恶化，引起管壁过热而导致失效自动保护系统主要保护功能有①稳压器低压力报警②蒸汽发生器排污水或凝汽器抽气回路放射性水平高报警③稳压器压力低，紧急停堆、汽轮机脱扣、蒸汽旁路到凝汽器或排向大气④稳压器低温低压，安全注射系统动作，并导致蒸汽发生器正常给水停止，辅助给水系统启动2、绘图说明蒸汽发生器辅助给水系统的运行动作条件P118 图5-133、核电厂一般设置哪几级防御？（5级）①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众4、核电厂基本安全限值有哪些？燃料温度限制，包壳温度限值，冷却剂压力限值5、设计上如何避免单一故障？采用冗余技术，包括机械设备通道的冗余、电气设备的冗余等6、绘图说明安全壳喷淋系统的动作条件和动作对象有哪些？P115 图5-117、核电厂安全状况监测--安全参数显示系统的作用？监督核电厂安全运转的状况，帮助操纵员及时发现机组故障的征兆，为操纵员处理事故提供支持8、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求9、什么是核安全文化？研究核安全文化意义何在？核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核安全问题由于它的重要性须得到应有的重视。
核电厂小破口事故分析
3.3 小破口冷却剂丧失事故压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。
3.3.1 环路自然循环维持阶段在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。
该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。
3.3.2 环路水封存在阶段在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。
由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。
该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。
该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。
3.3.3 环路水封清除阶段在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。
由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。
由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。
3.3.4 长期堆芯冷却阶段在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。
安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。
火电厂过热蒸汽管道温度套管开裂分析与处理
火电厂过热蒸汽管道温度套管开裂分析与处理摘要：某火力发电厂过热蒸汽管道温度测点套管在运行过程中开裂，导致蒸汽外泄，严重危及人身及设备安全。
本文对过热蒸汽管道温度测点套管的开裂原因进行系统的分析，得出结论，以供同类型温度套管在相似工况下的应用作参考。
关键词：温度套管、开裂、汽流、振动引言在火力发电厂中，热电偶在测量高温高压介质方面已得到了广泛的应用，热电偶温度套管起到了保护温度计的重要作用，针对具有防腐蚀、高温、高压、易爆炸、易燃烧等危险因素的测量介质，热电偶不能直接接触，这时保护套管的作用就显现出来了。
使用热电偶温度套管是为了保护里面的测温元件，也是为了检修方便，它可以有效地保护双金属温度计可靠、稳定的工作。
1.概况：某电厂1号锅炉为东方锅炉股份有限公司生产的超超临界参数锅炉，型号为DG1900/25.4-Π2，过热器出口蒸压力25.4 Mpa，过热器出口蒸汽温度571℃，过热蒸汽流量1950.2 t/h。
该锅炉于2008年1月正式投入商业运行，迄今运行已超过8万小时。
2021年1月28日发现过热蒸汽管道温度测点套管处（热电偶）有蒸汽漏出。
后停炉检查发现温度套管根部存在环向开裂现象。
1.设备概况：某电厂1号锅炉主蒸汽管道规格Φ419.1×75mm，材质 SA335P91，运行温度为571℃。
热电偶套管焊接在主汽管道的管座上，材质与母材管道相同，外形尺寸详见图1。
图1三、原因分析：3.1宏观检验分析图2为开裂断口的宏观图片，从图片可以看出贯穿性的断口占套管整个横截面的三分之一左右（为便于检验，其余未断裂部分进行人工处理），裂纹从套管的外边开始形成，白色箭头处为裂纹最初形成的区域，红色箭头为贯穿后蒸汽冲刷的痕迹。
图23.2光谱化学分析根据“GB/T 4336-2016 碳素钢和中低合金钢火花源原子发射光谱分析法”，采用德国Foundry Master台式真空火花发射光谱仪对温度套管进行材料化学成分分析，结果如表1所示。
蒸汽管道应急预案范文
一、总则为保障我单位蒸汽管道安全运行，预防和减少蒸汽管道泄漏事故的发生，及时、有效地控制事故扩大，减轻事故损失，保障员工的生命安全和财产安全，特制定本预案。
二、适用范围本预案适用于我单位蒸汽管道发生泄漏事故的应急处置工作。
三、组织机构及职责1. 应急指挥部：成立蒸汽管道泄漏事故应急指挥部，负责事故的应急处置工作。
- 指挥长：单位主要负责人- 副指挥长：单位分管安全生产的领导- 成员：相关部门负责人2. 应急响应组：- 技术抢修组：负责现场抢修，恢复正常生产- 救护组：负责伤员救治，确保人员安全- 警戒组：负责现场警戒，防止无关人员进入- 通讯联络组：负责信息收集、传递和发布- 后勤保障组：负责物资保障、人员调配和后勤支持四、应急响应程序1. 事故报告：发生蒸汽管道泄漏事故后，现场人员应立即向应急指挥部报告。
2. 启动预案：应急指挥部接到报告后，立即启动本预案，并通知相关应急响应组。
3. 现场处置：- 技术抢修组：立即组织抢修，采取措施控制泄漏，恢复正常生产。
- 救护组：对伤员进行初步救治，并迅速送往医院。
- 警戒组：设置警戒线，防止无关人员进入事故现场。
- 通讯联络组：及时向上级部门报告事故情况，并做好信息发布工作。
4. 应急处置：- 撤离现场：将事故现场周边无关人员撤离至安全区域。
- 隔离泄漏点：采取措施隔离泄漏点，防止泄漏扩大。
- 排放泄漏物：对泄漏的蒸汽进行排放，减少对环境的影响。
- 清理现场：对泄漏现场进行清理，消除安全隐患。
5. 恢复生产：在确保安全的前提下，恢复正常生产。
五、后期处置1. 事故调查：事故发生后，应急指挥部组织相关部门进行调查，查明事故原因，并提出改进措施。
2. 责任追究：对事故责任人和相关责任人进行责任追究。
3. 经验总结：总结事故教训，完善应急预案，提高应急处置能力。
六、附则1. 本预案由应急指挥部负责解释。
2. 本预案自发布之日起实施。
通过本预案的实施，我单位将能够有效应对蒸汽管道泄漏事故，最大限度地减少事故损失，保障员工的生命安全和财产安全。
核电厂汽水分离再热器MSR换热管的检漏与处理
核电厂汽水分离再热器MSR换热管的检漏与处理简介了核电汽水分离再热器的结构、功能及再热器换热管的检测方法。
标签：汽水分离再热器；真空发泡；涡流检测1 汽水分离再热器（MSR）的结构及功能简介MSR主要有波纹板分离器、再热器、筒体及封头四部分。
其中波纹板过滤器均匀的分布于水平筒体内部，高压缸排气经过MSR波纹板过滤器后，经过两级再热器加热后进入低压缸，循环蒸汽的干度可以达到98%。
分离处的水分经过筒体下部输水管道进入MS疏水箱。
再热器分为一级再热器和二级再热器。
每一个再热器都由半球形水室与U 型换热管管束组成。
2 换热管真空发泡检测（1）按图1所示将真空发泡试验装置各部件连接，将两个检漏箱面对面密封，启动真空泵后如真空压力可以维持在-0.094MPa，可确定试验装置无泄漏；（2）按照图2所示方法将检测盒分别贴在管板上目标传热管的两端；（3）在管板与换热管分布图上分别将相应区域做好标记，防止漏检；（4）启动真空泵，打开入口阀。
打开检漏盒上游蝶阀，检漏盒连续抽真空。
水分离器的真空表接近-0.04MPa时，关闭检测盒上游蝶阀进行压力试验。
确定压力不下降后，再次打开检测盒上游蝶阀直至压力约为-0.094MPa时，关闭检测盒上游蝶阀；（5）打开检漏盒上部真空发泡液贮存器的阀门，在换热管管板表面喷洒发泡液；（6）观察管板表面2分钟。
如发生连续和成长的泡沫时可以判定有泄漏点。
对怀疑为假漏的位置进行清洗重新检测。
确认为泄漏的在管板上与分布图上进行标记；（7）移动检漏箱，继续进行检漏试验。
每次检测盒覆盖区域要与上次检漏区域有重合；（8）真空发泡试验中无法建立负压的区域进行涡流检测，确定发生泄漏的换热管；（9）经过真空发泡与涡流检测后，可以确定所有的泄露换热管。
其中换热管泄露分为两类：一类是管板与换热管焊接处裂缝导致泄露；一类是换热管内发生破损导致泄漏。
3 涡流检测简介3.1 涡流检测原理把导电材料放于交变磁场中，导体内会有感应电流产生，这个现象就叫做涡流。
百万核电机组凝汽器钛管破损海水泄露利用真空覆膜法查漏办法探究及应用
百万核电机组凝汽器钛管破损海水泄露利用真空覆膜法查漏办法探究及应用摘要：核电机组对一、二回路水质均有严格的要求，化水参数直接影响着核电机组的安全稳定运行。
大部分的核电站均建设在海边，二回路靠海水通过凝汽器钛管进行冷却。
如果由于异常原因导致凝汽器钛管破裂，海水直接进入二回路循环造成严重的污染，导致设备腐蚀，严重时可能在蒸汽发生器内浓缩，造成蒸汽发生器换热管破裂，产生蒸汽发生器SGTR工况。
核电机组发生钛管泄露事故后尽早定位破损的凝汽器钛管，并进行尽快堵管对机组安全稳定运行有着重要的意义。
本文介绍了真空覆膜法查漏的应用案例，着重介绍在微量泄露条件下的查漏办法及注意事项。
关键字：凝汽器、钛管、泄露、查漏、真空覆膜法Exploration and application of vacuum film method for seawater leakage detection of condenser of 1000MW NPP（Li Weiguo,CZEC,Shanghai）Abstract: Nuclear power units have strict requirements for the water quality of the first and second circuits, and the chemical water parameters directly affect the safe and stable operation of nuclear power units. Most of the nuclear power plants are built near the sea, and the second circuit is cooled by seawater through condensertitanium tubes. If the condenser titanium tube ruptures due to abnormal reasons, seawater directly enters the secondary circuit circulation and causes serious pollution, resulting in equipment corrosion, and in serious cases, it may be concentrated in SG, causing SG heat exchanger tube to rupture and SGTR working conditions.Therefore, locating the broken condenser titanium tube and blocking is great significance for the safe and stable operation of the unit. This paper introduces the application cases of vacuum film leak detection, focusing on the leak detection methods and precautions under the condition of small leakage.Keywords: condenser, titanium tube, leakage, leak detection, vacuum film method1.某百万核电机组凝汽器的功能及结构组成凝汽器主要作用如下：1）接收汽机低压缸排汽，并通过凝汽器钛管进行换热后转换成凝结水，使汽水系统形成一个闭循环。
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核电厂蒸汽发生传热管破裂事故处理
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核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理-机电论文
核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理
毛家祥刘全友杨加东陆永卫张志阳
（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300）【摘要】压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生后，操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器；对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂的泄漏；及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止蒸汽发生器传热管的泄漏；继续降温降压，将电厂带入最佳状态。
处理过程中要力求快速和准确，限制放射性流出物向大气环境的不可控排放，将事故后果降至最低。
关键词蒸汽发生器；传热管；破裂；处理
0 引言
压水堆核电厂随着运行年限的增加，蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）发生的概率逐年增加。
已经发生过SGTR事故的压水堆机组有：1976年的美国Surry 1 号机组、1979年的比利时Doel 2号机组、1982年的美国R.E.Ginna电厂、1987年的美国North Anna 1号机组、1988年的美国MC Guire 1号机组、1991年的日本Mihama 2号机组、1992年的美国Palo Verdo 2号机组、1996年的比利时Tihange电厂等。
本文以CP300压水堆核电机组为例，对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）处理进行讨论。
1 事故诱因
蒸汽发生器（SG）传热管管束多，CP300核电机组电功率为300MW，其单台SG传热管多达2977根。
传热管管壁薄，只有1.2mm。
同时传热管工作环境恶劣，其一二次侧均为高温高压快速流动的冷却剂，且二次侧为两相流体。
长
年的运行对管壁不断冲刷而造成磨损腐蚀。
一二次侧冷却剂为了控制PH值，分别添加了LiOH、N2H4等，SG的汽水分离又造成了二次侧冷却剂中杂质的局部浓缩，这就容易造成传热管的点蚀、缝隙腐蚀和苛性腐蚀。
此外传热管还受到应力腐蚀、疲劳腐蚀等的侵害。
这些金属的局部腐蚀对蒸发器传热管危害很大，容易造成传热管在运行过程中的失效，且具有难以预测的特点。
2 事故征兆
CP300核电机组的蒸汽发生器、除氧器及凝汽器均设置有辐射监测系统。
一旦出现SGTR事故，可能出现的报警和现象有：蒸汽发生器排污水放射性高并可能报警（CB-524）；蒸汽发生器取样水放射性高并可能报警（CB-524）；凝汽器抽气器排气放射性高并可能报警（CB-524）；除氧器排气放射性高；N-16监测仪指示上升（CB-524）。
SGTR会引起一回路冷却剂泄漏，造成一回路水装量的减少，从而引起的报警、现象及自动动作有：容控箱液位下降并可能发“VCT液位低”报警（CB-520）；上充流量增加并可能发“上充泵母管流量高”报警（CB-520）；可能发“稳压器低液位偏差”报警（CB-521）；“SG泄漏率高”报警（CB-524）。
上充流量增加；当容控箱液位降到1.25m时，容控箱补给系统动作；蒸汽发生器排污系统入口隔离阀V19-03A/B可能关闭；蒸汽发生器排污系统放射性高到0.37Bq/g 时，排污系统阀门V19-12、V19-19切换，将排污水送混床处理；稳压器备用电加热器可能投入。
3 事故处理预期响应
SGTR一旦被确认，操纵员应首先关注一回路水装量和SG二次侧放射性水平。
增加上充流量以维持稳压器液位，并确保上充流的硼浓度与主系统硼浓度一致，
避免硼化或稀释使工况更加复杂。
取样分析SG二次侧放射性水平。
如果蒸发器排污系统没有自动隔离，确认排污液通过混床处理，根据需要投入第二组混床。
对一回路冷却剂的泄漏率进行计算，通过确定的主系统泄漏率，以指导后续的行动。
若突破了运行限制条件，依照相应的退防准则，电站须降模式运行。
当一回路冷却剂泄漏率大于0.227m3/h，则根据技术规格书的要求，应在4小时内使泄漏率降低到限值以内，否则在以后的6小时内电站至少到中间停堆A价段，在以后30小时内到冷停堆；取样分析蒸汽发生器排污水放射性水平，当碘剂量当量比活度达到2.7Bg/g或总β大于14.8Bg/g时，则在6小时内电站至少到中间停堆A价段，在以后30小时内到冷停堆。
同时电厂管理要求，机组在模式1，2，3，4A和4B下，稳压器水位低于其正常运行范围下限（2.3m）以下；或蒸汽发生器传热管破损辐射监测系统（R26）的有效读数超过0.227 m3/h，且时间超过5分钟；或二回路系统比活度大于2.7×103 Bq/kg等效I-131当量比活度，此时电厂应进入应急待命状态。
在模式1，2，3，4A和4B下，发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故并导致专设安全设施动作，操纵员执行应急运行规程（EOP），对专设的动作情况确认完毕后，依据事故征兆，对故障蒸汽发生器加以识别、隔离,首先终止蒸发器对环境大气的直接排放，随后对一回路快速降温降压，减缓一回路冷却剂通过故障蒸发器向二回路的泄漏，及时终止安注系统向堆芯的补给流量，平衡一、二次侧压力，防止故障蒸汽发生器二次侧的满溢，后续继续降温降压，将电厂带入最佳状态。
4 重点关注
反应性可控、堆芯冷却及放射性的有效包容作为核电厂核安全基本要素，在事故处理的过程中，须被优先重点关注。
核电厂进入事故工况，首先应对反应性进行干预和控制，将堆芯的核裂变降低至尽可能低的水平，控制燃料芯块的释热率，减小堆芯热点因子，从源头上降低冷却系统的热负荷，为确保堆芯几何尺寸和冷却剂通道的完整性创造条件。
控制的目标就是将反应堆引入次临界，并保证足够的次临界度，具体来讲，须向反应堆引入足够的负反应性，来满足反应堆停堆深度的要求。
方式一将反应堆控制棒全部落入堆芯，方式二紧急向堆芯注入浓硼酸。
同时终止向堆芯引入正反应性的活动，如停止汽轮发电机组、禁止稀释、防止冷却剂过冷等。
堆芯冷却的目的是将堆芯所产生的裂变热、衰变热及各部件的显热能够有效的导入最终热阱，避免热量在堆芯的聚集，确保燃料芯块及燃料包壳在其设计工作温度限值内。
这就需要有足够流量的一回路冷却剂流经堆芯，为了保证冷却的有效性，冷却剂在堆芯不能发生偏离泡核沸腾，将热量从堆芯导出。
同时须有对一回路冷却剂进行冷却的途径和手段，与之相关的有蒸汽发生器的水位及给水流量、设冷水系统及海水系统等。
核电厂发生SGTR事故，放射性有效包容受到的挑战最大。
此时一回路压力边界完整性遭到破坏，具有放射性的一回路冷却剂直接进入蒸发器二次侧，在隔离故障蒸汽发生器前随着蒸汽进入二回路，对二回路设备及人员造成污染，可能伴随二回路除氧器排气、凝汽器抽汽排气、大气释放阀或安全阀的动作、相应管道、阀门的疏水而向大气环境扩散，造成放射性的局部失控排放，对公众和环境带来负面影响。
若是泄漏持续时间长或是破管程度严重，造成SG满溢，则会导致更大程度的放射性污染。
为了减轻对环境的放射性后果，在SGTR事故的处理过程中，对策执行的快速性和准确性至关重要。
事故发生后立即识别故障的SG并加以隔离，关闭对应蒸汽管路的主蒸汽隔离阀，终止对故障SG给水的供应，调高故障SG对应大气释放阀的定值。
这对确保第三道屏障的完整性，限制放射性的扩散有着直接影响。
随后在确保安全的情况下，要对主系统快速冷却，在保证过冷度的情况下，尽快降压。
不断减小一回路冷却剂向二回路的泄漏量，减缓二次侧放射性水平增长，限制一回路冷却剂的丧失，保证一回路冷却剂水装量，最终确保对堆芯的有效冷却，防止堆芯恶化；减缓故障SG二次侧蒸汽压力的升高，防止故障SG二次侧通过大气释放阀向大气多次排放；主系统压力下降以后，条件满足时及时终止安注，平衡一、二次侧压力，终止一回路冷却剂向二次侧的泄漏。
5 结论
在压水堆核电厂运行寿期中后期，SGTR事故是发生概率较高的设计基准事故，但其与电厂在运行过程中对蒸汽发生器的养护也有着直接的关联，二次侧水质的控制、设备运行限制条件的遵守、大修期间设备的保养、传热管的专项检查及堵管等良好实践对SGTR事故预防起到积极作用。
SGTR事故有着难以预见和突发的特点，事故处理的过程对事故的缓解及最终后果有着重大影响，开展事故分析，明确处理的优先次序及对关键点的理解和把握，对事故处理意义重大。
参考文献
［1］杨文斗,主编.反应堆材料学[M].北京:原子能出版社,2000,10.
［2］秦山核电厂最终安全分析报告[Z]
［3］秦山核电厂运行规程[Z]. ［责任编辑：杨玉洁］。