邢丽丽 余 涛 闫学昆 刘翠红 段再煜

海军核化安全研究所，北京100077

0 引 言

蒸汽发生器是核动力装置主系统压力边界的一部分，其内部几千根薄壁传热管是一次侧与二次侧的传热界面。蒸汽发生器的传热管破损（SGTR）事故，是因腐蚀或其他原因引起传热管破损而产生缝隙或破口，造成冷却剂自一次侧向二次侧泄漏的一种常见事故［1］。由于工作条件苛刻，大部分的压水堆都遇到过蒸汽发生器传热管破损（以下简称“传热管破损”）的问题。据统计，核动力装置传热管的破损频率为2.5×10-2次/堆·年。传热管一旦有泄露，操作人员就必须尽早采取行动，对破损的传热管进行堵漏等操作，否则将威胁反应堆的安全［2-3］。因此，对于传热管破损问题，必须引起高度重视，并应加强传热管破损监测的能力。

传热管出现破损时，蒸汽发生器排污的剂量测量值和冷凝器抽气器出口的放射性指示值都将显著增加，这是判断反应堆发生传热管破损事故最具代表性的征兆。目前，判断传热管有无破损泄露，是通过连续测量二回路水中总γ放射性水平来实现。这种方法只能定性，而不能定量分析传热管的破损当量。这是由于传热管一旦发生破损，一回路进入二回路水中的放射性核素种类就会多，产生的规律复杂，半衰期差异大，且大多数核素对二回路水中的总γ放射性水平都有贡献，因此，二回路水中总γ放射性水平与传热管破损当量的关系难以确定。

氚是一种比活度很高的低能纯β发射体，最大发射能量为18.6 keV，平均能量为5.7 keV，半衰期长12.3年。……