1、日本美濱核電廠3號機組蒸汽泄漏事故調研事故背景2004年8月9日，下午15： 22時，在3號渦輪機房中，電力公司負責定期 檢測服務的木內檢測公司的工人們正在向2樓搬運檢測裝置，突然遭遇高達270C 的水蒸氣，受到嚴重燙傷，并造成多人死亡。根據負責美濱核電站運營的關西電力公司發言人川端公人說，事故緣起于反 應堆渦輪缺少冷卻水。但NHK記者報道，調查人員在冷凝器配水管上發現一個 漏洞，據說是泄露的直接原因。事后調查表明，該管道原始壁厚10mm，設計最大工作溫度195 C，最大工 作壓力1.27MPa，按照此設計要求管壁最最低厚度應為4.7mm。破裂起始處管道 壁厚已經減到1.4mm，因此管道會突然

2、破裂，從而溫度為140C，壓力0.95MPa， 流量約為1700mA3/s的高溫水傾斜到蒸汽廠房，在大氣壓下迅速氣化的高溫蒸汽 最終造成4名工人死亡，7人被灼傷。與此同時蒸汽發生器觸發汽水失配停堆信 號，反應堆自動停堆，煙囪排放氣體和現場放射性測量數據沒有造成放射性向環 境的釋放。日本美濱核電廠3號機組是1976年12月投入商業運行的826MW的壓水堆。 由于疏忽，該機組運行27年來沒有對該位置的壁厚進行檢測，因此造成此次人 員傷亡的嚴重事故。事故分析2.1，核電站事件基本分類壓水堆是采用加壓的輕水作為冷卻劑和慢化劑，且水在反應堆中不沸騰的核 反應堆，采用濃縮鈾作為燃料，是目前世界上采用最普遍

3、的一種堆型。1970年 美國國家標準協會（ANSI）根據反應堆事故出現預計概率和對廣大居民帶來的 放射性后果，將核電廠運行工況分為四類：工況I正常運行和運行瞬變。這類工況出現較頻繁，所以要求整個過程 中無需停堆，只要依靠控制系統在反應堆設計裕量范圍內進行調節，即可把反應 堆調節到所要求的狀態，重新穩定運行。工況II中等頻率事件（預期運行事件）。這是指在核電廠運行期間預計 出現一次或數次偏離正常運行的所有運行過程。由于設計時已經采取了適當的措 施，它只會導致反應堆停閉，并不會造成燃料元件棒損壞或一回路二回路系統超 壓，只要保護系統正常動作，就不會導致事故工況。工況III稀有事故。這是指在核電廠壽

4、期內極少出現，一般發生概率在10 - 43 X 10 - 2次/（堆年）的事故，一般需要專設安全設施投入工作。工況W極限事故。這是指發生概率在10一610 一4次/（堆年）的假想事故， 但如果一旦發生就會釋放出大量放射性物質。在此基礎上，核電廠事件又可以分為7個等級，分別是0：安全上無重要意 義；1：異常；2：事件；3：重大事件；4：主要在設施的事故；5：有廠區外危 險的事故；6：嚴重事故；7：特大事故。22,蒸汽管道破裂事故分析根據事故背景的分析可以知道，日本美濱核電廠3號機組泄漏是發生在二回 路的蒸汽管道破裂事故。蒸汽管道破裂事故除了指蒸汽回路的一根管道（包括主管道或管嘴）出現破 裂所產生

5、的事故以外，還包括蒸汽回路上的一個閥門（安全閥、排放閥或旁路閥） 意外打開所導致的事故。根據破裂口的大小，蒸汽管道破裂事故可以分為稀有事 故（小破口）和極限事故（大破口），或者按照事件等級分為2類、3類、和4 類事故。如果破口的尺寸小于二回路上的一個閥門打開所構成的破口，那么所有 具有這類破口的蒸汽管道破裂事故就是2類事故；3類事故是破口尺寸大于二回 路上一個閥門打開所形成的破口，而且不能自動將蒸汽管道隔離；比上面更嚴重 的蒸汽管道破裂事故是第4類事故。蒸汽管道破裂時，由于一、二回路系統之間的耦合關系，對于具有負溫度系 數的壓水堆來說，這是反應性引入事故的另一種原因。它可以從以下四方面影響 核

6、電廠的安全：（1）蒸汽管道破裂增加了蒸汽發生器從反應堆冷卻劑系統中取走的熱量， 從而引起一回路冷卻劑溫度和壓力下降。（2）緊急停堆后，由于一回路冷卻劑溫度迅速降低，減少了添加到對內的 負反應性裕度。（3）如果管道破口側在安全殼內，大量蒸汽的排放會使安全殼升溫降壓。（4）如果在事故前蒸汽發生器傳熱管有破損，一回路水向二回路泄漏，裂 變產物有可能釋放到堆外環境中。蒸汽管道破裂事故發生后，事故過程如下：第一階段即蒸汽管道剛破裂或者釋放閥、安全閥誤動作之初，二回路蒸汽從 破口大量流失，蒸汽流量突然增加，二回路系統導出的熱量超過反應堆的發熱量， 一、二回路之間功率失配，使蒸汽發生器出口（即堆芯入口）冷卻

7、劑溫度下降， 通過物理上的反饋效應，反應堆功率自動上升，以維持一、二回路系統之間的熱 量平衡。同時由于一回路冷卻劑平均溫度降低，穩壓器內壓力和水位相應下降， 當系統參數達到保護整定值時，保護系統立即動作，實現反應堆超功率緊急停堆 或穩壓器低壓停堆，汽輪發電機組也將緊急停機。第二階段即停堆、停機之后，在蒸汽管道隔離之前，蒸汽繼續從破口流失， 蒸汽管道出現低壓，一回路冷卻劑平均溫度不斷下降。由于壓水堆具有負溫度效 應，冷卻劑溫度下降意味著對內正反應性的持續引入，停堆深度逐漸減小，甚至 會重返臨界，出現嚴重的通量突變。所以還要采取1：安全注射系統緊急向堆芯 注入高濃硼酸溶液；2：迅速關閉蒸汽管道隔離

8、閥；3：蒸汽發生器二次側停止供 應給水；4：如果破口在安全殼內，還要根據信號啟動安全注射系統和噴淋系統。23,美濱核電廠蒸汽管道破裂事故原因分析上面已經說明，日本美濱核電廠3號機組泄露是蒸汽管道破裂事故。根據調 查，破口在從最后一臺低壓加熱器至除氧器的管段（圖1）。管壁厚度實測表明， 管道上端破口起始處壁厚僅1.41.5mm，破口擴展處壁厚2.02.35mm，破口擴 展終點處壁厚3.4mm。由此可知這段管段壁厚已經明顯小于設計工況要求的管道 最低壁厚4.7mm，因此造成突然爆破致使人員傷亡的慘烈事故。但為什么管段壁厚會小于工況要求？由事故背景可知，該管道原來厚度為10mm，滿足設計要求，經過2

9、7年的 使用，期間并未進行任何檢測，導致流動沖蝕導致厚度減少而造成此次事故。其實這類事件以前就有，比如1985年3月9日Trojan核電廠加熱器排水泵 直徑356mm的出口管破裂，壁厚從9.5mm減到2.5mm； 1985年3月16日Haddam 核電廠1B給水加熱器正常水位控制閥后的管道破裂；1986你那12月9日滿功 率運行的Surry核電廠與主給水泵的610mm集管T型相接的457mm入口水管彎 頭突然破裂。這些事件引起美國核管會和核工業界的重視，并成立專門小組進行 調查。檢查結果表明這些管道破裂事故是由于腐蝕引起的碳鋼管道局部位置壁厚 嚴重減薄而造成的。后來許多國家對此進行了研究，稱此

10、為流動加速腐蝕（Flow Accelerated Corrosion，簡稱 FAC）。FCA的實質是給水汽化使水中的溶解鐵殘留在蒸汽發生器內和蒸汽的凝結 再次產生鐵離子濃度為0的凝結水，使二回路碳鋼管道不斷受到腐蝕，腐蝕產物 隨著運行介質不斷流動并不斷進行遷移的過程。這種腐蝕在紊流區腐蝕速率較大， 而在層流區較小，甚至在某些紊流局部碳鋼管道壁厚減薄速率可達1.52.3mm每 年。在腐蝕機理研究清楚后，問題迎刃而解，具體措施是：采用含Cr較高的低 合金鋼代替采用原來的SA106B碳鋼管；在疏水管，彎頭，T型連接處，大小頭 和閥門后的紊流區管段直接使用不銹鋼。對于已投入運行的核電廠進行嚴格的檢 測等。事故啟示盡管日本美濱核電廠所屬的關西電力公司的內部政策規定應對有關區域的 剩余壽命加以控制，即通過對其進行系統檢查，在厚度減少到4.7mm前將其更 換。關西電力公司的部分核電廠已經更換為不銹鋼，但美濱核電廠3號機組