核動力裝置回路水中氚監測用于傳熱管破損診斷的可行性分析

邢麗麗 余 濤 閆學昆 劉翠紅 段再煜

海軍核化安全研究所，北京100077

0 引 言

蒸汽發生器是核動力裝置主系統壓力邊界的一部分，其內部幾千根薄壁傳熱管是一次側與二次側的傳熱界面。蒸汽發生器的傳熱管破損（SGTR）事故，是因腐蝕或其他原因引起傳熱管破損而產生縫隙或破口，造成冷卻劑自一次側向二次側泄漏的一種常見事故［1］。由于工作條件苛刻，大部分的壓水堆都遇到過蒸汽發生器傳熱管破損（以下簡稱“傳熱管破損”）的問題。據統計，核動力裝置傳熱管的破損頻率為2.5×10-2次/堆·年。傳熱管一旦有泄露，操作人員就必須盡早采取行動，對破損的傳熱管進行堵漏等操作，否則將威脅反應堆的安全［2-3］。因此，對于傳熱管破損問題，必須引起高度重視，并應加強傳熱管破損監測的能力。

傳熱管出現破損時，蒸汽發生器排污的劑量測量值和冷凝器抽氣器出口的放射性指示值都將顯著增加，這是判斷反應堆發生傳熱管破損事故最具代表性的征兆。目前，判斷傳熱管有無破損泄露，是通過連續測量二回路水中總γ放射性水平來實現。這種方法只能定性，而不能定量分析傳熱管的破損當量。這是由于傳熱管一旦發生破損，一回路進入二回路水中的放射性核素種類就會多，產生的規律復雜，半衰期差異大，且大多數核素對二回路水中的總γ放射性水平都有貢獻，因此，二回路水中總γ放射性水平與傳熱管破損當量的關系難以確定。

氚是一種比活度很高的低能純β發射體，最大發射能量為18.6 keV，平均能量為5.7 keV，半衰期長12.3年。當傳熱管破損時，一回路水中的氚就會進入二回路，造成二回路水和蒸汽的放射性污染。若采用監測二回路水中氚的放射性水平的方法來診斷傳熱管破損，由于監測對象單一，其半衰期長、產額大，且在遷移過程中又不受凈化系統的影響，因此，回路水中氚的放射性水平與傳熱管破損當量的關系（數學模型）就比較容易確定。因此，就理論上而言，可以通過監測回路水中氚的放射性水平來定量分析傳熱管破損當量。下面將先通過理論分析并采取試驗測量的方法來確定回路水中氚的分布情況，然后再對通過二回路水中氚的監測來診斷傳熱管是否有破損的方法進行分析。

1 核動力裝置中氚的產生與遷移

1.1 核動力裝置中氚的產生

核動力裝置中的氚主要有3種來源：

1）核燃料的三分裂變產氚。核燃料裂變時，除了通常的二分裂變，還有一定的三分裂變，其中一個裂變碎片為輕核便是氚。裂變生產的氚主要存在于燃料芯塊與包殼間的氣隙中，通過穿過破損的包殼和擴散滲透穿過包殼材料這2種方式進入主回路。由于鋯對氚有很強的吸附作用，故進入主回路的氚較少，僅為裂變產氚的1%［4］。

2）控制棒中可燃毒物吸收中子產氚。控制棒用于反應堆的功率調整、補償控制或緊急停堆，其內部裝有中子吸收截面較大的物質10B（稱可燃毒物）。10B與中子作用有2個產氚反應：一是直接產氚，即快中子與10B反應（n+10B→2α+T）；二是間接產氚，即熱中子與10B反應（n+10B→α+7Li和n+7Li→n'+α+T）。與直接產氚相比，間接產氚的貢獻較為次要。在間接產氚反應中，先導反應10B（n，α）7Li有極大的熱中子截面，因而可用來調解堆的反應性，控制裂變鏈式反應進行的速度；其產物7Li對快中子可通過后續反應產氚。顯然，控制棒內7Li的量是隨中子輻射水平的增加而增加。控制棒產生的氚主要以固溶或氚化鋰的形式貯留，有少部分向冷卻系統釋放。

3）冷卻劑中子活化產氚。壓水堆以H2O為冷卻劑和中子慢化劑，冷卻劑產氚反應為D（n，γ）T。天然H2O中氘（D）在氕（1H）中的原子份額為1.5×10-4，另外，在中子輻照下也可通過1H（n，γ）D反應產氘。

1.2 氚在回路水中的遷移

氚一旦進入主冷卻劑，便會形成極難去除的氚水。由于離子交換器中的凈化樹脂不能去除水中的氚，就會導致一回路水中氚的放射性活度濃度逐漸增大。當傳熱管無破損運行時，核動力裝置主冷卻劑從反應堆帶走熱量，通過蒸汽發生器傳遞給二回路，二回路給水吸收熱量轉化為蒸汽而進一步提供動力，這時主冷卻劑中的氚不會流向二回路；而當傳熱管發生破損時，一回路水會向二回路泄漏，造成二回路水和蒸汽的放射性污染，同時，一回路水中的氚也進入二回路水中。上述分析說明，如果二回路水中氚的放射性活度濃度超標（或明顯升高），就表明傳熱管發生了破損。

2 回路水中氚的取樣監測

1）氚的取樣測量

由于氚是低能純β發射體，因而目前傳熱管破損監測所采用的雙道污水監測儀的γ探頭和多道γ報警器探頭均無法監測到回路水中氚活度的變化。回路水中氚的監測可采取直接取樣和液閃測量的方法：首先在低鉀玻璃瓶中加1m l的水樣和10m l的閃爍液，然后將制好的樣品直接放入液體閃爍計數器中測量。若水中有雜質，可先將水樣進行蒸餾處理或經過樹脂凈化處理后再用液閃測量，以得到更為準確的實驗結果。

液體閃爍計數器采用美國PE公司生產的Tri-Carb 3100TR/SL，它對無猝滅樣品氚的計數效率為E=50%，本底 Nb≤12 cpm，相應的探測下限為，對于1m l的水樣，在100～200 Bq/L量級（計數10 m in）。該儀器是目前較為先進的液體閃爍計數器之一，對許多活度較高的樣品可以不經過預處理而直接測量，完全能滿足對回路水中的氚進行直接測量的要求。

2）回路水中氚的分布

表1所示為4個核動力裝置回路水樣品中氚的測量結果。由表可見，對于同一核動力裝置而言，凈化前和凈化后一回路水中氚的活度變化不大，這表明一回路循環凈化系統無法去除回路水中的氚。因此，在傳熱管無破損泄漏的情況下，隨著反應堆運行時間的增加，一回路水中氚的活度會不斷增加。因各反應堆的運行史各不相同，故A，B，C，D一回路水樣品中氚的放射性活度濃度也存在差異。表1中二回路水中氚的放射性活度濃度在102量級，這是Tri-Carb 3100TR/SL的探測量級的下限。

表1 4個核動力裝置回路水樣品中氚的測量結果Tab.1 Rad ioactive concen tration of tritium in p rim ary and secondary loop water from four nuclear pow er p lan ts

由表1的計算可知，在A，B，C，D等4個核動力裝置中，一回路水凈化后的放射性活度濃度分別為相應二回路水的 633，893，188，394倍，高出了2個數量級［5-7］。這表明：

1）一、二回路水中氚放射性活度濃度的差異非常明顯。當傳熱管有破損時，將會導致二回路中氚的放射性活度濃度明顯升高，因此，通過對二回路水中氚的分析監測可以判斷傳熱管有無破損。

2）采用取樣測量的方法，利用現有實驗室設備可以實現對回路水中氚的放射性活度濃度進行定期跟蹤監測，但由于每個核動力裝置的運行史不同，一回路和二回路水中氚的放射性活度濃度也不同，這就需要不斷積累一、二回路水中氚的活度數據，為今后的分析工作提供參考和依據。

3 結 語

通過監測一回路水和二回路水中氚的放射性活度濃度，可與現有（或其他）方法相結合進一步完善傳熱管的破損監測。回路水中氚監測的分析靈敏度較高，可預先發現事故先兆，便于迅速采取必要的有效響應行動，控制和減小事故危害并保證核動力裝置和人員的安全。其主要不足之處在于，目前還不能進行在線監測，在反應堆運行時不利于及時發現事故隱患。因此，可考慮研制一套回路水中氚的在線監測系統，以彌補當前取樣監測方法的不足，為反應堆正常運行提供強有力的保障。

在氚活度在線監測技術尚未建立之前，可以建立連續的定期取樣監測方法（制度），跟蹤掌握傳熱管沒有破損前回路水中氚的放射性水平。以便于及時分析確定傳熱管是否破損及其變化規律。在建立了氚活度在線監測技術之后，只需在二回路上安裝一套該裝置，即可在線監測傳熱管破損情況。這是因為氚的半衰期長，且在遷移過程中又不受凈化系統的影響，一回路水中氚的產額可以根據反應堆的運行工況通過理論計算獲得，然后再根據一、二回路水力特性，建立二回路水中氚的放射性水平與傳熱管破損當量之間的關系（數學模型），便可實現通過監測二回路水中氚的放射性水平來監測蒸汽發生器傳熱管的破損情況。

國外對水中氚的在線監測研究開展得較早，主要是通過水氣分離裝置獲得含氚的氣體，然后對氣體樣品進行凈化、干燥等處置，進而完成氣體樣品中氚的濃度確定，最后折算成水中氚的放射性活度濃度。加拿大早在2000年便研制出了專門針對CANDU堆回路水中氚的在線監測裝置。該裝置通過回路水采樣管路中的離心分離機和抽氣裝置將回路水蒸氣分離出來，通過加熱裝置（可達250℃）加熱，水蒸氣經進一步除濕、壓縮之后進入氣體閃爍計數器裝置完成氚含量的測量，最后，經冷凝裝置冷卻為液態水流回采樣管路。這對于國內開展水中氚的在線監測裝置具借鑒意義。

［1］臧希年，閻術.蒸汽發生器傳熱管斷裂事件樹分析［J］.核動力工程，1999，20（2）：169-173.

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［2］謝海燕，蔡琦，于雷.船用蒸汽發生器傳熱管破損事故研究［J］.海軍工程大學學報，2006，18（2）：104-108.

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［3］袁明豪，周擁輝，于雪良，等.CPR1000與AP1000核電站蒸汽發生器傳熱管破裂事故分析研究［C］//中國核學會2009年學術年會論文集，北京，2009.

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