核電廠長期冷卻階段燃料組件表面化學產物沉積分析

(中國核動力研究設計院，四川 成都 610213)

核電廠失水事故(LOCA)發生后，安全殼內部分金屬、保溫材料、潛在碎片等可能與噴淋液、冷卻劑以及地坑水溶液發生化學反應形成化學產物。化學產物會穿過地坑過濾器進入堆芯并在燃料組件表面析出，增加燃料組件表面沉積的碎片量，導致堆芯流道堵塞、包殼溫度升高等問題，影響應急堆芯冷卻系統長期冷卻再循環能力[1]。

美國核管會在2003年發布的RG1.82“LOCA后長期再循環冷卻的水源(第三版)”[2]、2004年發布的GL 2004-02“壓水堆核電廠設計基準事故下碎片堵塞對應急再循環的潛在影響”[3]等文中開始關注碎片和化學產物遷移至地坑過濾器下游的系統及設備后造成的潛在影響，即地坑過濾器下游效應，要求各壓水堆核電廠完成相關評價并采取必要的措施。針對美國核管會提出的管理要求，西屋公司發布了WCAP-16406-P“響應GSI-191的下游地坑碎片效應的評估”[4]、WCAP-16793-NP“考慮再循環流體中顆粒物、纖維及化學碎片對長期冷卻的評估”[5]等文件，提供了堆外及堆內下游效應的評估方法，并且獲得了美國核管會的認可。

國家核安全局對核電廠安全殼地坑過濾器過渡堵塞相關問題高度重視，認為地坑過濾器堵塞是可能對核電廠安全造成重大影響的問題，在密切跟蹤國外相關問題研究進展及經驗反饋的基礎上，于2012年發文要求國內各運行核電廠開展安全殼地坑過濾器改進分析及改造，其中包括LOCA后流體中夾帶碎片的長期運行工況下，堆芯化學析出物沉淀在燃料包殼表面對燃料包殼溫度的影響[6]。

目前國際上大多通過美國西屋公司WCAP-16793-NP文件中推薦的方法評估核電廠長期冷卻階段潛在的化學產物在堆芯燃料組件表面的析出特性分析。本文根據田灣核電廠3、4號機組(以下簡稱核電廠)LOCA后安全殼內材料特定的溶解特性及WCAP-16793-NP文件中的分析方法，對潛在的化學產物在堆芯燃料組件表面的析出特性進行分析，評估長期冷卻階段燃料組件表面化學產物沉積情況，為田灣核電廠3、4號機組核電廠地坑過濾器堆內下游效應的評估提供依據。

1 主要分析輸入

1.1 燃料組件參數

與燃料組件表面化學產物沉積分析相關的燃料組件特征參數包括核電廠燃料組件數量，每組燃料組件燃料棒數量、燃料棒外徑、燃料棒高度等。根據核電廠安全分析報告，燃料組件具體參數如表1所示。

表1 燃料組件特征參數

1.2 地坑環境

與燃料組件表面化學產物沉積分析相關的地坑環境參數包括核電廠LOCA后地坑水容積、地坑水化學環境、地坑水pH、地坑水H3BO3濃度以及地坑水溫度等。根據核電廠安全分析報告，地坑環境具體參數如表2所示。

表2 地坑環境參數

1.3 材料種類及碎片量

在對核電廠安全殼內材料現場進行踏勘及碎片分析的基礎上，確定LOCA后可能與噴淋液、冷卻劑以及地坑水溶液發生化學反應的材料包括纖維類碎片和含鋁材料。安全殼內含鋁材料均為鋁制標牌，由于含鋁材料是化學沉淀物形成的重要源項，核電廠計劃將鋁制標牌全部由不銹鋼標牌替代，因此在燃料組件表面化學產物沉積分析中含鋁材料的數量為0。根據核電廠上游分析報告，LOCA后可能發生化學反應的材料種類及數量如表3所示。

表3 材料種類及數量

1.4 保守性假設

WCAP-16793-NP分析方法對燃料組件表面化學產物沉積分析做以下假設，以保證分析結果的保守性：

1)所有溶解的化學產物均會穿過地坑過濾器進入堆芯；

2)所有進入堆芯的化學產物均會在燃料組件表面析出；

3)化學產物析出后能保持其完整性，再循環流體不會減小沉積物厚度；

4)化學產物沉積厚度的計算依據燃料棒峰值功率。

2 材料溶解特性試驗

LOCA后堆芯沉積的化學產物主要由于安全殼內含Al、Si、Ca等易形成化學沉淀物元素的材料與噴淋液、冷卻劑及地坑水溶液發生化學反應并釋放Al、Si、Ca所致。材料溶解特性試驗研究核電廠LOCA后安全殼內含Al、Si、Ca元素的材料在長期冷卻階段的溶解行為，獲得材料釋放Al、Si、Ca等元素的濃度，作為燃料組件表面化學產物沉積量計算的輸入。

2.1 試驗條件

材料溶解特性試驗條件包括試驗規模比例的確定、試驗溶液體積的確定、地坑水降溫曲線的模擬、地坑水化學環境的模擬、試驗材料加入量的確定等，具體參數見表4。

表4 材料溶解特性試驗參數

2.2 試驗裝置

材料溶解特性試驗裝置見圖1，由水箱、循環泵、冷卻器及配套的儀表、管路、閥門組成，該試驗裝置由中國核動力研究設計院根據核電廠LOCA后地坑過濾器化學效應分析需求搭建，試驗裝置可模擬核電廠LOCA后地坑水化學環境、水溫變化等參數。水箱內懸掛易析出Al、Si、Ca等元素的材料。試驗裝置管路設置取樣口，可取樣分析試驗介質中Al、Si、Ca等元素的濃度。

圖1 試驗裝置圖Fig.1 Test device

2.3 試驗方法

材料溶解特性試驗模擬核電廠LOCA后地坑H3BO3-NaOH水化學環境，將可析出Al、Si、Ca等易形成化學沉淀物元素的玻璃棉及礦物棉碎片材料浸沒于試驗介質中，試驗模擬核電廠LOCA后地坑水降溫全過程，試驗時間總計729 h。試驗過程中實時監測試驗介質溫度，并取樣并采用電感耦合等離子光譜發生儀(ICP)分析試驗介質中Al、Si、Ca元素的濃度。試驗結束后，根據各元素的濃度，首先判斷LOCA后形成化學產物的種類，再保守性計算各化學產物數量，最后根據燃料組件特征參數，計算各化學產物的沉積厚度。

2.4 試驗結果

材料溶解特性試驗Al、Si、Ca元素濃度ICP分析結果見表5。試驗前9小時，玻璃棉及礦物棉碎片在模擬核電廠LOCA后地坑H3BO3-NaOH水化學環境中不斷釋放Al、Si、Ca元素， Al、Si、Ca元素濃度顯著增加；試驗9 h后，Al元素濃度呈明顯下降趨勢并逐漸趨于穩定，Si、Ca元素仍呈上升趨勢直至試驗結束。

表5 材料溶解特性試驗Al、Si、Ca元素濃度ICP分析結果Table 5 ICP analysis result of Al,Si,Ca concentration

3 化學產物沉積分析

3.1 化學產物種類分析

LOCA后沉積在燃料組件表面的沉積物主要有Al的氫氧化物(以AlOOH表示)、NaAlSi3O8和Ca3(PO4)2。根據WCAP-16530-NP[7]，若該環境下溶液中[CSi]≥3.12[CAl]，則形成NaAlSi3O8；若[CSi]<3.12[CAl]，則生成NaAlSi3O8和AlOOH。根據材料溶解特性試驗結果，試驗過程中[CSi]>3.12[CAl](Si過量)，因此判斷該核電廠LOCA后形成的含Al、Si化學產物以NaAlSi3O8為主。此外，由于該核電廠以NaOH作為安全殼噴淋系統的化學添加物，雖然無PO43-存在，Ca不會形成Ca3(PO4)2，但由于LOCA后高濃度H3BO3注入堆芯，因此該核電廠LOCA后形成的含Ca化學產物以Ca3(BO3)2為主。綜上所述，核電廠LOCA后形成的化學產物主要為NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2。

3.2 化學產物數量計算

根據WCAP-16793-NP，化學產物析出量應考慮地坑過濾器旁通的纖維類碎片的貢獻，其計算方法如下：

1)確定地坑過濾器旁通的纖維類碎片量；

2)確定修正因子，修正因子計算見式1；

(1)

式中:mMAX,Al——最大Al元素質量，kg；

mMAX,Si——最大Si元素質量，kg；

mMAX,Ca——最大Ca元素質量，kg；

mbypass——旁通纖維量。

3)根據上述修正因子修正材料溶解特性試驗Al、Si、Ca元素濃度分析結果。

核電廠地坑過濾器旁通的纖維類碎片量為41.89 kg，最大Al、Si、Ca元素質量分別為2.69 kg、261.75 kg、62.55 kg，因此確定修正因子a為1.13。根據修正因子，修正Al、Si、Ca元素濃度見表6。

表6 Al、Si、Ca元素濃度修正結果

核電廠LOCA后長期冷卻階段產生的NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的數量分別按式(2)、式(3)進行計算。計算結果見表7。

(2)

式中:mNaAlSi3O8——NaAlSi3O8數量，kg；

C′Al——Al元素修正濃度，mg·L-1;

V——地坑最大水容積，m3；

MNaAlSi3O8——NaAlSi3O8分子量；

MAl——Al元素原子量。

(3)

式中:mCa3(BO3)2——NaAlSi3O8數量，kg；

C′Ca——Ca元素修正濃度，mg·L-1;

V——地坑最大水容積，m3；

MCa3(BO3)2——NaAlSi3O8分子量；

MCa——Ca元素原子量。

表7 化學產物數量計算結果

3.3 化學產物沉積厚度分析

核電廠LOCA后長期冷卻階段燃料組件表面化學產物最大沉積厚度按式(4)進行計算。

(4)

式中:T——沉積物厚度，mm；

mMAX,NaAlSi3O8——NaAlSi3O8最大產生量，kg;

mMAX,Ca3(BO3)2——Ca3(BO3)2最大產生量，kg；

dNaAlSi3O8——NaAlSi3O8密度，kg/m3；

dCa3(BO3)2——Ca3(BO3)2密度，kg/m3；

A——燃料棒表面積，m2；

P——峰值功率密度。

根據表7，LOCA后燃料組件表面析出NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的最大數量分別為29.55 kg、139.83 kg。NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2密度分別為497 kg/m3、561 kg/m3；核電廠燃料組件共163 個，每個燃料組件含312 根燃料棒，燃料棒外徑為9.1 mm、高度3970 mm，計算得出燃料棒表面積為5769.04 m2；燃料棒峰值功率為1.2；計算得出LOCA后燃料組件表面NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的沉積厚度見表8。NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的最大沉積厚度分別為0.0124 mm和0.0518 mm。

4 結論

1)核電廠安全殼內材料在LOCA后會釋放Al、Si、Ca等易形成化學沉淀物的元素，Al、Si、Ca元素會通過地坑過濾器進入堆芯并在燃料組件表面析出NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2。

2)LOCA后長期冷卻階段燃料組件表面NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的最大沉積厚度分別為0.0124 mm和0.0518 mm，燃料組件表面沉積的化學產物在核電廠堆芯長期冷卻性能評估中應予以考慮。