模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)參數(shù)分析

謝楊　宋波　王亮　李毅　張玉龍

【摘 要】本文在調(diào)研國內(nèi)外壓水堆核電廠一回路水化學(xué)的運行經(jīng)驗反饋的基礎(chǔ)上，結(jié)合模塊式小型壓水堆的技術(shù)發(fā)展方向，對模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)運行參數(shù)進行分析研究，提出了模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)參數(shù)指標(biāo)，可為模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)工況的設(shè)計、水化學(xué)規(guī)程的制定提供參考。

【關(guān)鍵詞】水化學(xué)參數(shù)；一回路；模塊式小堆

0 引言

模塊式小型壓水堆由于其在安全特性及多用途性等方面的顯著特點而備受關(guān)注，可在區(qū)域供電、海水淡化、城市供暖、工業(yè)供氣等方面廣泛應(yīng)用，目前已成為核能領(lǐng)域的研究熱點之一。為提高模塊式小型壓水堆的經(jīng)濟性，減少對人員和環(huán)境的影響[1]，需在延長換料周期、縮短換料時間和加嚴(yán)劑量控制等方面予以考慮。

一回路水化學(xué)工況直接影響一回路結(jié)構(gòu)材料的腐蝕以及腐蝕產(chǎn)物在堆芯的沉積，與核電廠機組的安全可靠運行密切相關(guān)。為滿足模塊式小型壓水堆向延長換料周期、縮短換料時間和加嚴(yán)劑量控制等方向發(fā)展的需求，有必要開展模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)參數(shù)研究工作，以確保反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性，確保燃料包殼的完整性以及維持燃料組件的設(shè)計性能，減少堆芯外輻射場的劑量率。

本文在調(diào)研國內(nèi)外壓水堆核電廠一回路水化學(xué)的運行經(jīng)驗反饋的基礎(chǔ)上，對模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)運行參數(shù)進行分析研究，提出了模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)參數(shù)指標(biāo)。

1 模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)工況的基本要求

模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)工況應(yīng)滿足如下基本要求：

（1）能降低一回路結(jié)構(gòu)材料的腐蝕速率，避免局部腐蝕的發(fā)生；

（2）能減少腐蝕產(chǎn)物和雜質(zhì)在燃料包殼表面的沉積，以避免熱阻增加進而使燃料包殼的壁溫升高，加速燃料包殼的腐蝕；

（3）能減少腐蝕產(chǎn)物的釋放以及向堆芯遷移和活化，以降低堆芯外輻射場的劑量率。

2 水化學(xué)參數(shù)的特性分析

為盡量減少反應(yīng)堆冷卻劑浸潤材料的均勻腐蝕和局部腐蝕，減少腐蝕產(chǎn)物向堆芯遷移，需維持良好的水化學(xué)工況，需對一回路水化學(xué)重要的水質(zhì)參數(shù)進行控制，主要包括pH值、鋰、溶解氫、溶解氧以及雜質(zhì)（氯化物、氟化物、硫酸根、硅、鋁、鈣、鎂和懸浮物）等[3]。通過分析水質(zhì)參數(shù)控制的原因、特性及其相關(guān)運行經(jīng)驗反饋，確定了模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)參數(shù)指標(biāo)。

2.1 pH值

反應(yīng)堆冷卻劑pH值決定了結(jié)構(gòu)材料腐蝕速率、腐蝕產(chǎn)物釋放速率、腐蝕產(chǎn)物的遷移方向及沉積特性。合理確定運行期間反應(yīng)堆冷卻劑pH值，不僅能減少結(jié)構(gòu)材料腐蝕，還能夠減少腐蝕產(chǎn)物向堆芯的遷移、沉積以及腐蝕產(chǎn)物的活化。

國內(nèi)壓水堆核電廠大多數(shù)采用的改進型硼-鋰協(xié)調(diào)控制曲線，即（1）壽期初的鋰濃度維持恒定直到pH300℃達(dá)到7.0；（2）通過減少鋰濃度維持pH300℃=7.0；（3）鋰濃度維持恒定直到pH300℃達(dá)到最佳值7.2；（4）通過減少鋰濃度維持pH300℃=7.2。

針對模塊式小型壓水堆采用長換料周期，對于反應(yīng)堆冷卻劑pH值控制優(yōu)化，主要體現(xiàn)在由于實施長燃料循環(huán)后導(dǎo)致循環(huán)壽期初反應(yīng)堆冷卻劑中硼濃度的增加，鋰濃度隨著硼濃度的增加而相應(yīng)地提高，而硼-鋰協(xié)調(diào)控制曲線的基本特征和pH300℃目標(biāo)值未發(fā)生變化。因此，模塊式小型壓水堆冷卻劑的pH值優(yōu)化反映在硼-鋰協(xié)調(diào)曲線中鋰濃度的變化。

2.2 鋰

根據(jù)反應(yīng)堆物理的需要，硼酸作為可溶性中子毒物加入反應(yīng)堆冷卻劑中。為了保證在正常運行期間維持反應(yīng)堆冷卻劑高溫下的高pH值，需向反應(yīng)堆冷卻劑中添加pH控制劑氫氧化鋰，其限值需根據(jù)高溫pH值的要求和對應(yīng)的硼濃度而確定的。

根據(jù)國內(nèi)外壓水堆核電廠的運行經(jīng)驗反饋，反應(yīng)堆冷卻劑中鋰濃度的優(yōu)化趨勢為適當(dāng)?shù)靥岣咪嚌舛冗\行限值，以減少腐蝕產(chǎn)物在堆芯的沉積。在循環(huán)的開始階段，國際上推薦使用的最小pH300℃值為6.9。在pH300℃低于6.9下運行，會增加一回路的腐蝕產(chǎn)物、放射性劑量、堆芯的沉積物和燃料包殼的腐蝕。針對模塊式小型壓水堆采用長燃料循環(huán)方案，以增加電廠的可利用率，減少大修次數(shù)，降低發(fā)電成本以及減少放射性廢物排放和乏燃料數(shù)量等，在長燃料循環(huán)開始時需增加反應(yīng)堆冷卻劑中硼濃度，故為了達(dá)到國際上推薦使用的最小pH300℃值，必須適當(dāng)提高反應(yīng)堆冷卻劑中的鋰濃度[4]。

另外，國外部分壓水堆核電廠發(fā)生過燃料軸向功率偏移（AOA），其可能造成反應(yīng)堆功率下降，嚴(yán)重時還會導(dǎo)致機組停機。目前，AOA機理還未完全弄清，但是與過冷沸騰下硼酸在燃料元件包殼沉積物中的濃縮形成LiBO2導(dǎo)致中子通量下降有關(guān)。而燃料包殼上沉積物的增加，會提高燃料包殼表面溫度，增強燃料的局部濃縮作用。因此，減少燃料包殼上沉積物的來源，對避免核電廠發(fā)生AOA是十分重要的。降低一回路系統(tǒng)材料腐蝕速率是減少燃料元件沉積物生成的重要手段之一，在核電廠一回路中通過采用提高鋰濃度的方法來使材料的腐蝕速率最小。同時，運行經(jīng)驗表明，由于燃料循環(huán)壽期初的pH值最低，在此階段腐蝕產(chǎn)物的生成及轉(zhuǎn)移是最大的，故應(yīng)考慮在燃料循環(huán)壽期初通過提高反應(yīng)堆冷卻劑中的鋰濃度以提高pH[2]。

從目前國內(nèi)外核電站的運行經(jīng)驗來看，當(dāng)壽期初的鋰濃度在2.2mg/kg-3.5mg/kg時，均未對一次側(cè)應(yīng)力腐蝕的發(fā)生造成任何可檢測的影響，亦對鋯合金包殼的腐蝕無明顯的影響。鋰濃度增加到3.5mg/kg的運行是在目前的工業(yè)經(jīng)驗范圍以內(nèi)。因此，模塊式小型壓水堆反應(yīng)堆冷卻劑中鋰濃度限值的選取可以此數(shù)值作為參考。

2.3 溶解氧和溶解氫

反應(yīng)堆冷卻劑中的溶解氧是造成一回路系統(tǒng)金屬材料腐蝕的重要原因，需盡量降低溶解氧濃度。在反應(yīng)堆升溫升壓初始階段通過向冷卻劑中加入聯(lián)氨去除溶解氧，在功率運行階段通過維持冷卻劑中一定的溶解氫濃度抑制冷卻劑輻照分解產(chǎn)生氧。

目前，國內(nèi)外大多數(shù)的壓水堆核電廠將反應(yīng)堆功率運行期間的氫氣濃度控制在20ml（STP）/kg·H2O～50ml（STP）/kg·H2O，一方面，能夠達(dá)到將溶解氧控制在較低濃度水平的要求，另一方面，又能避免出現(xiàn)鋯合金氫脆現(xiàn)象，因此，模塊式小型壓水堆反應(yīng)堆冷卻劑中溶解氫濃度限值可選用此數(shù)值。

2.4 氯化物、氟化物和硫酸鹽

對氯化物和氟化物濃度的限制是基于其對奧氏體不銹鋼的應(yīng)力腐蝕和鋯合金腐蝕的不利影響。對于硫酸鹽濃度的控制限度是依據(jù)與氯化物和氟化物限制濃度相符的原則進行設(shè)定的，并考慮了其對奧氏體不銹鋼應(yīng)力腐蝕和晶間腐蝕的抗蝕作用。

目前，國內(nèi)外大多數(shù)的壓水堆核電廠將反應(yīng)堆冷卻劑中的氯化物、氟化物和硫酸鹽濃度限值控制在0.15mg/kg以內(nèi)，其在正常運行工況下，對一回路系統(tǒng)結(jié)構(gòu)材料的腐蝕影響很小，因此，模塊式小型壓水堆反應(yīng)堆冷卻劑中氯化物、氟化物和硫酸鹽濃度限值可選用此數(shù)值。

2.5 懸浮物

懸浮態(tài)的腐蝕產(chǎn)物會以氧化物的形式沉積在燃料包殼的表面上。限制懸浮物濃度的目的在于減少燃料包殼表面的沉積和系統(tǒng)放射性積累。

根據(jù)國內(nèi)外壓水堆核電廠的運行經(jīng)驗反饋，在正常功率運行下，反應(yīng)堆冷卻劑中的懸浮物基本能保持在極低濃度水平，能夠滿足水質(zhì)監(jiān)督及運行要求。

2.6 沸石生成元素

雜質(zhì)鈣、鎂、鋁和硅會沉積在燃料元件的孔隙內(nèi)，增加熱阻，進而使燃料包殼的壁溫升高，并加速燃料包殼的腐蝕。嚴(yán)格限制鈣、鎂、鋁和硅濃度在控制范圍以內(nèi)，以防止發(fā)生沉積。

根據(jù)國外核電廠的運行反饋，由于乏燃料水池中乏燃料儲存格架材料的輻照降解，引起乏燃料水池和換料水池中的硅濃度偏高，導(dǎo)致?lián)Q料后反應(yīng)堆冷卻劑中二氧化硅濃度偏高，從而增加投運前的清洗成本和時間。可以看出，適當(dāng)放寬二氧化硅濃度的限值可明顯節(jié)省啟動的時間并節(jié)約費用。另一方面，對反應(yīng)堆冷卻劑補水中鈣、鎂、鋁濃度的良好控制運行經(jīng)驗，為適當(dāng)放寬二氧化硅濃度限值提供了條件。

研究數(shù)據(jù)表明，在反應(yīng)堆運行條件下，二氧化硅的溶解度可達(dá)200mg/kg；但當(dāng)冷卻劑含有低濃度的鈣、鎂、鋁等沸石生成陽離子時，二氧化硅在1mg/kg-10mg/kg濃度范圍就會發(fā)生沉淀，同時，當(dāng)鈣、鎂、鋁濃度越高時，形成硅酸鹽沉積對應(yīng)的二氧化硅濃度越低。因此，在放寬二氧化硅濃度限制的同時應(yīng)該進一步控制冷卻劑中的鈣、鎂、鋁的含量，從而減少燃料上硅酸鹽的沉積。根據(jù)部分歐洲和美國的核電廠的運行經(jīng)驗，在二氧化硅濃度為1mg/kg-3mg/kg的范圍內(nèi)運行，沒有出現(xiàn)任何問題。但需要注意的是在這些核電廠中，補給水的沸石生成陽離子濃度都低于規(guī)定的限值。

因此，為減少模塊式小型壓水堆換料后的投運時間間隔和節(jié)省除硅成本，可適當(dāng)放寬二氧化硅濃度的限值要求，但同時需進一步嚴(yán)格控制冷卻劑中的鈣、鎂、鋁的含量，從而減少燃料包殼表面上硅酸鹽的沉積。

3 結(jié)論

通過對模塊式小型壓水堆一回路水化學(xué)運行參數(shù)進行分析研究，可以得出如下主要結(jié)論：

（1）為滿足模塊式小型壓水堆長燃料循環(huán)周期的需要和減少機組燃料軸向功率偏移的發(fā)生，可將鋰濃度限值提高至3.5ppm來維持壽期初較高的pH值，從而減少腐蝕產(chǎn)物的生成和向堆芯遷移；

（2）為減少模塊式小型壓水堆換料后的投運時間間隔和節(jié)省除硅成本，可適當(dāng)放寬二氧化硅濃度的限值要求，但同時需進一步嚴(yán)格控制冷卻劑中的鈣、鎂、鋁的含量，從而減少燃料包殼表面上硅酸鹽的沉積；

（3）模塊式小型壓水堆冷卻劑中的溶解氫、氯化物、氟化物、硫酸鹽和懸浮物等水化學(xué)參數(shù)濃度限值的選取可參考國內(nèi)外大型壓水堆核電站。

【參考文獻(xiàn)】

[1]王琳，等.小型模塊化反應(yīng)堆特性與應(yīng)用分析[R].2014年核電站新技術(shù)交流研討會，2014.10.

[2]Palo Alto.PWR Primary Water Chemistry Guidelines： Volume 1， Revision 4[R]. California：EPRI，1999.

[3]李志勇，等.壓水堆一回路系統(tǒng)水化學(xué)控制的探討[J].重慶電力高等專科學(xué)校學(xué)報，2010，15（5/6）：7-10.

[4]劉新福，等.秦山第二核電廠混合堆芯水化學(xué)控制技術(shù)探討[J].核動力工程，2008，29（5）：138-141.

[責(zé)任編輯：王楠]