燃料破損情況下大修停堆過程放射化學控制研究

史慧梅，蔡金平，賴宏宇

(福建福清核電有限公司，福建 福清 350318)

核電壓水堆機組與冷卻劑接觸的金屬材料的腐蝕及磨蝕產物經堆芯輻照后轉化成放射性活化產物，機組停堆過程中，一回路冷卻劑溫度和pH值的降低、溶解氫含量下降、空氣進入以及主泵的擾動，使放射性腐蝕產物溶解度增加，沉積的腐蝕產物不斷剝落、溶解、遷移使腐蝕活化產物的釋放率大幅度躍升[1]，采取氧化運行即在冷停堆時注入雙氧水，使水中和設備內壁的腐蝕活化產物快速溶解，并在金屬表面形成致密的氧化膜，減緩活化腐蝕產物的進一步溶解和剝落[2]，同時對主冷卻劑進行凈化及過濾，減少腐蝕活化產物在系統表面的沉積，降低設備、管道的輻射水平。

燃料破損的情況下，裂變產物通過破損的包殼間隙向一回路冷卻劑釋放，使冷卻劑中的總放射性及放射性核素活度增加[3]，在功率運行期間，包殼破損將影響到機組效率和機組安全運行，但由于某核電本次燃料破口微小，功率運行時一回路溫度壓力相對穩定，水中的放射性核素釋放達到一個基本平衡的狀態，總體可控。而反應堆停堆期間，一回路溫度、壓力急劇變化，燃料包殼中的氣態放射性核素釋放加速，甚至有裂變碎片反沖通過包殼間隙進入一回路冷卻劑[4]，使一回路冷卻劑中的放射性核素監測和控制存在一定的不可預測性。

近年來，國內新投運的M310機組首循環運行階段出現燃料包殼破損情況，某核電在首循環運行階段也出現燃料包殼破損。本文通過對某核電燃料包殼破損下首次大修停堆過程水化學放射性參數控制效果進行了總結，針對主要階段關鍵核素種類和比活度變化、控制手段及效果進行分析，并對遇到的異常現象進行了初步原因分析，提出了優化建議。為后續同類核電廠提供經驗借鑒，對燃料包殼破損下反應堆停堆過程中核安全控制、降低集體劑量、縮短大修工期、提高換料大修經濟效益等方面均有重要指導意義。

1 燃料破損情況下大修停堆主要放射性化學參數

1.1 裂變產物

燃料元件破損時，堆芯中的裂變產物會通過破口進入冷卻劑，通過對冷卻劑的取樣分析檢測其中裂變產物的種類和數量變化，主要是碘核素、惰性氣體(Xe)核素[3]，裂變產物的監測能指導化學控制手段，同時為換料期間破損燃料檢查提供依據。

131I、133Xe是機組運行期間裂變產物的主要成分也是破損燃料最先釋放進主系統的裂變產物[3]。當燃料包殼存在缺陷時，133Xe的放射性增加會很快被發現，故133Xe是一種很好的燃料包殼密封性指示核素。在燃料包殼破損時，133Xe占主系統中裂變氣體總數的70%。131I對工作人員的輻射毒性強，主要損害器官是甲狀腺，以氣體分子形式存在氣相，同時以化合物形態存在于液相中。某核電對133Xe以及以氣體分子形式存在的131I主要通過掃氣和除氣去除；對于以碘離子形式存在的131I通過除鹽床來凈化。

1.2 腐蝕產物

核電廠機組功率運行期間，金屬材料腐蝕產物58Ni(n,p)58Co反應，使58Co在一回路系統內大量存在，因此成為了腐蝕產物控制的主要核素。對于腐蝕活化產物主要通過氧化運行的手段進行控制。通過向主系統添加雙氧水，使冷卻劑還原性環境向氧化性環境轉變，快速溶解腐蝕產物，并通過凈化系統去除；同時，也使主系統相關管線上形成氧化膜保護層，抑制或大幅減緩基體金屬的釋放，從而控制有效可溶性氧化物的溶解。

2 某核電廠燃料破損情況下大修停堆過程水化學控制

本文對機組降功率前(穩壓器汽腔吹掃)至汽腔淹沒、氧化凈化、主泵停運到穩壓器人孔打開、反應堆水池充水，這四部分主要放射性核素趨勢及控制情況做詳細分析，并提出相應的優化建議。

2.1 機組降功率前(穩壓器汽腔吹掃開始)至汽腔淹沒階段

此階段的主要水化學參數為133Xe和131I，穩壓器汽腔吹掃到穩壓器滅汽腔階段133Xe和131I變化趨勢如圖1所示。

從圖1可以看出，從機組解列至次臨界再至開始降溫降壓期間，出現明顯的133Xe與131I峰，機組降溫降壓同樣使133Xe與131I裂變產物明顯增長，驗證了破損燃料的存在，并說明破損燃料存在時裂變產物的釋放受功率、溫度、壓力變化而明顯變化。

從①可以看出穩壓器汽腔吹掃使133Xe明顯降低，而131I無明顯影響，從②硼回收系統除氣器投運后133Xe下降明顯增快，131I未明顯下降，反受之后的降溫降壓影響而增加，穩壓器滅汽腔后使133Xe明顯增加；在穩壓器汽腔吹掃前，隨著投運第二組下泄孔板，下泄流量增大后，131I下降明顯，133Xe有不降反增的趨勢，說明131I絕大部分為離子態主要以除鹽床凈化。

綜上所述，建議此階段如下優化措施：1)持續保持穩壓器汽腔吹掃和化學和容積控制系統容控箱吹掃，以去除氣相中放射性核素133Xe；2)熱停堆后盡早使用硼回收系統除氣器除氣，并盡可能使用，提高效率，以去除氣相中放射性核素，如133Xe；3)需將化學和容積控制系統下泄凈化流量調整至該工況下最大，并保持除鹽床有效性，以去除水中放射性核素。

圖1 穩壓器汽腔吹掃到穩壓器汽腔淹沒階段133Xe與131I變化趨勢Fig.1 Change trend of 133Xe and 131I during the purge phase to the submerged phase of pressurizer

2.2 氧化凈化階段

氧化凈化主要是通過加入雙氧水氧化運行，并經過除鹽床進行凈化，目的是使腐蝕活化產物集中釋放，快速溶解并凈化，為后續檢修工作爭取時間；同時，在管道上形成氧化膜，阻止活化產物的進一步溶解和剝落，以減少檢修人員的受照劑量。

主要腐蝕活化產物為58Co。在加入雙氧水進行氧化運行后，主系統中58Co的比活度約增至氧化前的10倍，加入18 L濃度30%的雙氧水后35分鐘，58Co出現峰值。隨著凈化的進行，58Co比活度逐漸下降，具體如圖2所示。

圖2 氧化凈化階58Co和總γ段變化趨勢Fig.2 Change trend of 58Co and totalγ in oxidation and purification stage

從圖2看出，降溫降壓至加入雙氧水除氫①階段總伽馬上升趨勢明顯，58Co基本穩定，說明破損燃料裂變產物的釋放受溫度、壓力變化較腐蝕活化產物58Co明顯；②處58Co和總γ出現一次階躍，是由于溶解氫反彈后采取注入7 L雙氧水進行化學除氫操作，溶解氫很快下降至3 ml/kg(STP)，腐蝕產物被部分氧化釋放。③處出現一個平臺，建議若必需化學除氫，溶氫合格后盡快加入足量雙氧水進行氧化，可以減小此平臺，縮短大修工期。

氧化階段，如上圖一回路氧化效果良好，氧化出現58Co和總γ峰值較高，與同類機組首次換料大修相當，但④處下降緩慢58Co和總γ峰頂較寬，初步分析與化學和容積控制系統凈化流量調至最大時間延遲有關，建議出現峰值后溶氧>1 mg/kg即調至最大凈化流量。但58Co和總γ的最高值出現時間較同存在破損燃料的機組首次換料大修稍早，與溶解氫反彈后加入雙氧水化學除氫有關，也與吸收了同類電廠的經驗反饋增加了雙氧水的加入量有關。

凈化階段，此次凈化因硼回收系統除鹽床(氫型混合樹脂)無法投運，使用化學和容積控制系統除鹽床(鋰型混合樹脂)，從上圖看出⑤階段與⑥階段下降斜率相當，此凈化期化學和容積控制系統除鹽床凈化效率達90%以上(含1RCV001FI的過濾效率)。⑦處出現平臺，因1RCV001FI堵塞，旁路除鹽床達6 h之久，直接拉長了凈化時間，影響大修工期。優化建議為：提高對1RCV001FI的關注度，提前檢查過濾效率，并作好更換的風險預案。因化學和容積控制系統除鹽床較硼回收系統除鹽床容量小，且鋰型樹脂較氫型樹脂貴，交換效率理論上相對較弱，結合同類電廠經驗建議優先使用硼回收系統除鹽床。

2.3 主泵停運到穩壓器人孔打開階段

此階段的主要水化學參數為133Xe，主泵停運到穩壓器人孔打開期間133Xe變化趨勢如圖3所示。

圖3 主泵停運到穩壓器開人孔期間133Xe變化趨勢Fig.3 Change trend of 133Xe during shutdown of primary pump to manhole opening of pressurizer

從圖3可以看出133Xe、131I出現回升及波動，主要是因為主系統壓力的變化導致。還可以看出133Xe的波動幅度比131I大，說明主系統壓力變化對133Xe的釋放影響更大。圖示133Xe每次反彈后133Xe下降斜率不同。主要是由化學和容積控制系統容控箱的吹掃流量不同所致，吹掃流量越大下降越快。131I的下降斜率僅受化學和容積控制系統凈化流量的影響。

在停堆過程中，主系統降溫降壓會導致破損燃料棒內部壓力變化，從而造成裂變產物從破口中釋放出來。為了確保主系統降壓到開口時，131I、133Xe等裂變產物不出現較大反彈導致超過穩壓器開人孔的控制限值，某核電101大修在主系統降壓到2.5 MPa平臺后反復進行了數次升降壓，直到131I、133Xe釋放比較充分后才進行穩壓器開人孔。避免了主系統開口后放射性核素反彈到超過系統開口的放射性核素限值要求的情況。

根據上述分析，建議該階段應在保證核安全的前提下，盡量提高化學和容積控制系統容控箱的吹掃流量或硼回收系統除氣器除氣量。同時，在主系統降壓到2.5 MPa平臺后應考慮進行數次升降壓，直至133Xe、131I釋放充分，以免主系統開口后出現大量反彈的情況。

2.4 反應堆排水至換料水池充水前

如圖4所示。

圖4 反應堆排水至換料水池充水前58Co、133Xe變化趨勢Fig.4 Change trend of 58Co and 133Xe during the reactor draining to the refueling tank filling

反應堆開始排水至法蘭面10.5 m過程中，一回路總γ、58Co、133Xe均明顯上漲。其主要原因是：1)穩壓器及主系統過渡段未充分凈化的水隨RRA泵的帶入；2)一回路水循環方式被打破，因一回路下泄流隨經過化學和容積控制系統除鹽床凈化直接排至硼回收系統，而非回到一回路。

建議在堆池排完水后，盡快恢復上充流量，形成一回路水循環，穩定溫度壓力環境。

3 燃料破損情況下大修停堆過程水化學控制優化建議

3.1 裂變產物的控制

131I、133Xe是破損燃料在停堆過程中釋放的裂變產物主要成分，為了確保在停堆后安全殼空氣中活度盡量低，避免大修人員接收不必要的劑量。主要措施有：

1)提前進行穩壓器汽腔吹掃；2)盡早投用硼回收系統除氣器；3)持續容控箱吹掃；4)盡可能保持除鹽床以最大流量凈化；5)在主泵停運后至穩壓器開人孔前階段133Xe、131I出現反彈，考慮在2.5 MPa平臺后進行反復升降壓，直至133Xe、131I釋放充分，以免主系統開口后出現較大反彈的情況。

3.2 腐蝕活化產物控制

核電廠腐蝕產物控制的主要核素為58Co，本次大修監測到的主要腐蝕產物還包括60Co、51Cr等，主要通過氧化停堆和系統凈化的手段進行控制，優化建議如下：

1)穩壓器滅汽腔后可通過控制穩壓器抬水位速率在一個較低水平控制溶氫反彈，一旦出現反彈，為節約主線工作時間，考慮進行化學除氫，氫含量合格后及時加入足量雙氧水;

2)氧化停堆時雙氧水的加入量應充足，首次大修因系統雜質較多，應適當提高雙氧水的加入量;

3)氧化停堆過程58Co峰值出現且溶氧>1 mg/kg后，需盡快調整排污至最大凈化流量以縮短凈化時間，同時凈化過程中需考慮樹脂床前過濾器的堵塞，提前檢查更換。