壓水堆核電機組停堆氧化過程中溶解氫控制策略優化

賴宏宇

壓水堆核電機組停堆氧化過程中溶解氫控制策略優化

賴宏宇

（福建福清核電有限公司化學處，福建 福清 350300）

在壓水堆核電機組功率運行狀態下，反應堆冷卻劑系統內始終保持氫覆蓋，然而機組在進行停堆氧化過程中，因反應堆需開口，為避免氫氧混合爆炸，需要首先除去氫氣，將一回路的溶解氫含量降低到規范值以下才能開展氧化運行工作。在壓水堆核電機組停堆氧化過程中，一回路溶解氫的有效控制能夠決定化學控制過程是否會成為大修下行的關鍵路徑。福清核電目前已經歷了15次機組停堆氧化，積累了一些經驗和教訓。本文結合福清核電已商運的1～4號M310機組歷次停堆氧化過程一回路溶解氫控制的實踐，從反應堆冷卻劑系統溶解氫化學控制的要求及基本原理出發，對停堆氧化過程中可能出現的溶解氫相關問題進行總結研究，提出溶解氫化學控制優化改進策略，以指導機組應對，最終達到提高核安全水平、縮短大修工期、提高換料大修經濟效益等目的。

壓水堆；停堆氧化；溶解氫

氫是一種還原氣體。在壓水堆核電機組反應堆冷卻劑系統（RCS）中添加氫的主要目的是為了抑制水的輻照分解，同時氫也可與水中的氧自由基結合，從而去除水中的氧。在功率運行模式下RCS通過與其相連的化學和容積控制系統（RCV）的容積控制箱（VCT）保持氫覆蓋，保證有一個足夠的還原環境。一般情況下，RCS溶解氫含量需足夠高，以限制水的輻射分解，并限制一回路內腐蝕產物的生成；同時也不能太高，否則會增加蒸汽發生器690合金傳熱管一次側產生應力裂紋腐蝕、燃料包殼發生氫脆的風險[1]。

壓水堆核電機組在每次燃料循環末期需打開RCS進行更換核燃料及檢修等操作，此狀態會導致RCS與空氣直接接觸。為防止氫氧混合爆炸風險，在RCS打開前應先用氮氣置換掉一回路溶解氫，確保溶解氫含量滿足規范后才能進行氧化運行，促使腐蝕產物提前集中“釋放”，并通過加大RCV的凈化流量，有效減少腐蝕產物在設備及管道表面沉積，盡可能降低換料大修期間的人員輻射劑量。為了縮短大修工期，停堆化學控制的一個重要目標就是要在安全前提下減少從機組解列到壓力容器開蓋的時間，以保證輻射防護最優化和經濟效益最大化。福清核電的運行經驗表明，停堆氧化過程中一回路溶解氫的有效控制能夠決定化學控制過程是否會成為大修下行的關鍵路徑。

本文從福清核電歷次停堆氧化過程中溶解氫控制碰到的具體問題出發，分析問題產生的原因，最終給出停堆氧化溶解氫控制優化策略。

1　福清核電停堆氧化過程中溶解氫的控制要求及主要問題

1.1　停堆氧化過程中溶氫的控制要求

福清核電1～4號機組等壓水堆核電機組停堆氧化過程中一回路溶解氫含量控制要求參照圖1《化學和放射化學技術規范》中的“氫的停堆和超限值圖”（以下簡稱“氫超圖”）[2]執行。下面分階段對“氫超圖”相關要求進行說明。

1.1.1正常功率運行階段

圖1中①區表示在反應堆正常功率運行期間一回路溶解氫的控制要求。此階段的溶解氫含量是以《運行技術規范》（OTS）名義要求的，并且以安全角度需要遵守的化學參數。在正常功率運行期間，應保證溶解氫的含量足以限制水的輻射分解，并限制一回路內腐蝕產物的生成。

氧是奧氏體不銹鋼應力腐蝕的促進劑。在反應堆功率運行模式（RP）下，通過向冷卻劑中加入氫和減少補水中氧的含量來控制冷卻劑中的氧濃度。國外相關試驗[1]證明：溶解氫在10 mL/kg左右，就可引起水離解反應的平衡狀態被破壞，此時可以保證一回路溶氧小于100 μg/kg；溶解氫在15 mL/kg左右，就可抑制由于水的輻射分解產生的氧，此時可以保證一回路溶氧小于5 μg/kg。但溶解氫的含量又不能過高，否則會增加蒸汽發生器690合金傳熱管一次側產生應力裂紋腐蝕、燃料包殼發生氫脆的風險。所以功率運行期間將溶解氫的濃度控制在25～35 mL/kg（期望值范圍）較為適宜。考慮到VCT內可能有氫氣壓力調整的實際困難，以及因功率變化瞬態引起的大量稀釋造成的超限風險，因此“氫超圖”規定了可接受的運行范圍（限值范圍）為20～50 mL/kg。同時，相關的國外試驗[1]也表明，將含氫量降到5 mL/kg以下時，沒有發現因水的輻射分解造成化合物增多。根據所獲得的結果并考慮到留有一定的裕度，由此“氫超圖”將溶解氫濃度為5 mL/kg定為禁止運行的臨界值，以獲得足夠的裕量來防止輻射分解的風險。

圖1　氫的停堆和超限值圖

1.1.2次臨界前24小時的功率運行階段

圖1中②區表示在反應堆在次臨界前24小時的功率運行階段一回路溶解氫的控制要求，此階段的溶解氫含量仍是以OTS名義要求的化學參數。在一回路停堆氧化之前，應當首先降低溶解氫含量，并且應盡早進行，避免延誤停堆時間；同時要控制降氫過程足夠緩慢，以避免在氫含量過低的狀態下功率運行時水的輻照分解失衡風險。根據“氫超圖”要求，在計劃次臨界前24小時，允許將一回路溶解氫濃度降至20 mL/kg以下，以盡量減少停堆期間的除氫時間，但此階段溶解氫還必須大于5 mL/kg，以防止水輻射分解的風險。

1.1.3次臨界到氧化運行前

圖1中③區表示在反應堆在次臨界到停堆氧化前一回路溶解氫的控制要求，此階段由于中子通量很低，輻射分解的風險整體可控，所以溶解氫無下限值要求，也不作OTS要求。此階段溶解氫應按盡量小進行控制，以確保滿足在氧化運行前溶解氫含量＜3 mL/kg的要求。

1.1.4氧化運行階段

圖1中④區表示在反應堆在氧化運行階段一回路溶解氫的控制要求。在氧化運行前必須保證溶解氫滿足要求，以防止氫氧混合氣體爆炸的爆炸風險。允許的溶解氫含量的最大值取決于一回路氧化的方式：當一回路溫度T≤120 ℃時允許注入空氣氧化，此時溶解氫要求＜5 mL/kg；一回路溫度T≤80 ℃時允許注入雙氧水氧化，此時溶解氫要求＜3 mL/kg。由于一回路氧化運行期間存在氫氧混合氣體爆炸的風險，因此在此階段，溶解氫含量的控制具有OTS要求。

1.1.5氧化運行后

待氧化運行后，因一回路已氧化，不再具有溶解氫，因此其相關控制不再作要求。

1.2　典型的停堆氧化過程溶解氫含量變化曲線

圖2中粗線條表示的是典型的停堆氧化過程氫含量變化曲線。在反應堆次臨界前72小時到 24 小時，溶解氫按照可接受區域（20～25 mL/kg）且盡量按接近下限（20 mL/kg）來控制；在反應堆次臨界前24小時到次臨界，溶解氫按照可接受區域（5～25 mL/kg）且盡量按接近下限（5 mL/kg）來控制；反應堆次臨界后，溶解氫已無下限值要求，此階段溶解氫應按盡量小進行控制，以確保滿足在氧化運行前溶解氫含量的要求。

圖2　典型的停堆氧化過程溶解氫含量變化曲線

1.3　福清核電停堆氧化過程中溶解氫控制的主要問題

福清核電1～4號機組采用M310壓水堆技術，從2015年9月開始的101大修至2020年5月開始的204大修，已經歷15次大修及調停停堆氧化。在進行停堆氧化溶解氫控制過程中既積累了一些經驗，也吸取了一些教訓。下面梳理其典型問題如下：

1.3.1滅汽腔前未能開展有效的機械除氫

根據亨利定律，反應堆冷卻劑除氫可以采用將氫氣從液相中脫出或從汽相中排出的機械方式。如圖3所示，M310核電機組在正常功率運行時為了維持RCS壓力穩定，設有與RCS相連的穩壓器（PZR），將壓力維持在15.5 MPa的整定值附近，以防止一回路冷卻劑汽化。穩壓器內貯有兩相狀態的水，水和蒸汽都處在確定的壓力所對應的同一溫度上，依靠PZR噴淋閥和加熱器進行壓力調節，同時可緩沖一回路系統水容積的迅速變化[3]。在M310核電機組停堆氧化的過程中，一般通過如下三種方式進行機械除氫：

（1）使用金屬管將PZR上部的化學取樣管線連接到硼回收系統（TEP）前置箱掃氣將RCS氫氣排出；

（2）通過VCT補入氮氣進行氣體置換；

（3）將RCV下泄流連接到TEP除氣器進行除氫。

圖3　M310核電機組一回路機械除氫相關系統簡圖

機械除氫是最常用的除氫方法，系統設計在降溫結束（20 h后）時，機械除氫可以達到終點限值3 mL/kg。但很多電站在大修預期的時間窗口內很難達到，福清核電多次大修也沒有達到。

2017年6月，福清核電3號機組首次調停檢修期間[4]，化學人員執行PZR汽腔掃氣管線連接時因3REN001MD閥門堵塞導致停堆氧化下行階段未能成功開展PZR汽腔吹掃，同時在停堆氧化期間TEP除氣器無法啟動進行一回路除氣，硼酸量不足導致VCT未能連續進行吹掃的事例，直接導致延誤關鍵路徑約13 h。

1.3.2滅汽腔后溶解氫反彈制約機組停堆下行

福清核電機組在滅汽腔后曾多次出現一回路溶解氫反彈，以比較有代表性的101大修[5]進行介紹：

2015年9月27日，福清核電1號機組開始進行PZR汽腔吹掃，掃氣管線壓力和流量滿足要求。10月1日00：04機組成功解列，101大修正式開始。10月3日21：26，在1PZR滅汽腔后，RCS溶解氫含量大幅反彈（由約0.3 mL/kg反彈至約10 mL/kg），超出雙氧水氧化運行操作前提條件（溶解氫＜3 mL/kg），大修關鍵路徑受阻約18 h。

2　問題成因研究

針對上述停堆氧化過程中溶解氫控制的主要問題，福清核電化學人員從2017年開始著手分析研究其相關原因，梳理出的主要原因如下：

2.1　停堆氧化前機械除氫準備不充分

通過對歷次停堆氧化機械除氫過程進行分析：影響機械除氫的主要因素是PZR掃氣管線的可用性、TEP除氣器的投運時間及VCT的吹掃效果。持續頻繁的機械除氫吹掃有助于縮短整個停堆進程。

然而持續頻繁機械除氫吹掃的前提條件是機組要充分做好停堆氧化前的機械除氫準備，如：提前確認PZR掃氣管線和TEP除氣器的可用性、提前制備足夠的硼酸以便實施VCT的持續吹掃、提前確保廢氣處理系統（TEG）具備足夠的接收能力。

福清核電202大修PZR汽相吹掃期間曾發生過減壓閥2REN111VP填料松動，導致吹掃過程中少量放射性氣體外泄、核取樣間（9NA293/ 299）劑量率升高，影響PZR掃氣進展的事件；在3號機調停檢修停堆氧化期間也曾發生過未能成功開展PZR汽腔吹掃、TEP除氣器無法啟動進行一回路除氣、硼酸量不足導致VCT未能進行連續吹掃的事件。這些事件均導致了滅汽腔前機械除氫效果不佳。

2.2　未根據“氫超圖”制定停堆氧化期間溶解氫最佳控制策略

在停堆氧化下行的不同階段，需根據“氫的停堆和超限值圖”執行此階段溶解氫控制的最優策略。比如次臨界后由于中子通量很低，輻射分解的風險整體可控，所以溶解氫無下限值要求，此階段可以且必須盡量調大穩壓器汽相管線流量，同時盡快投運TEP除氣器對反應堆冷卻劑進行除氫，并保持VCT連續氮氣吹掃。

但福清核電在最初的101、201、102等幾次大修中，停堆氧化化學控制規程中均未要求次臨界后盡量調大穩壓器汽相管線流量，客觀上降低了滅汽腔前機械除氫的效果。

2.3　滅汽腔過程中未有效控制溶解氫反彈

通過對福清核電歷次停堆氧化滅汽腔過程的比對分析（見表1、圖4）可以看出，滅汽腔的歷時與一回路溶解氫的反彈量具有直接相關性——滅汽腔歷時越短的停堆氧化，發生溶解氫反彈的概率就越高、反彈的幅度就越大；而滅汽腔歷時在2.5 h以上的停堆氧化，滅汽腔后均未出現一回路溶解氫不滿足加雙氧水氧化運行要求（＞3 mL/kg）的情況。

表1　福清核電歷次停堆氧化PZR滅汽腔及溶解氫反彈情況統計表

續表

圖4　福清核電歷次停堆氧化滅汽腔歷時及溶解氫反彈量對應圖

因為在滅汽腔的同時，PZR掃氣管線是持續投運吹掃的，所以理論上若滅汽腔速度快，將很難把汽腔上部的殘余氣體完全吹走，汽腔淹沒后汽腔中的氫氣回溶到冷卻劑中，引起冷卻劑溶解氫反彈。

具體分析原因如下：

（1）歷次溶解氫反彈均是在滅汽腔后發生，與滅汽腔操作有直接相關性；

（2）滅汽腔過程中一回路溫度、壓力不變，一回路相關系統（RCS/RRA/RCV）中只有PZR液位有變化，其他設備狀態無變化；

（3）PZR環管內部幾乎沒有氫氣，日常取樣氫氣含量一般均小于化學技術規范期望值（＜2%）；

（4）PZR吹掃管線在滅汽腔過程中會被淹沒，后續氫氣無法排出，滅完汽腔后氣體聚集在PZR上部管線內（PZR頂端到安全閥部分）；

綜上所述，可得一回路溶解氫反彈的主要原因為：PZR汽腔淹沒速度過快，導致汽腔空間內氫氣沒有盡可能多的排出，在滅汽腔過程中溶入一回路導致溶解氫反彈。

2.4　滅汽腔后出現溶解氫反彈時應對不及時

若滅汽腔后一回路出現溶解氫大幅反彈，此時PZR掃氣管線已失去掃氣功能、TEP除氣器一般已停運（為避免下行期間TEP放射性高，TEP除氣器一般會在降溫到150 ℃左右進行停運，必要時可重新投運），此階段主要通過VCT間斷性的氮吹掃，機械除氫效果非常有限。

福清101大修于2015年10月3日21:26出現一回路溶解氫反彈至10 mL/kg后，機組保持VCT持續吹掃，同時重新啟動了TEP除氣器，但機械除氫效果并不理想（至10月4日14:45，溶解氫只降至5.33 mL/kg）。由于是福清核電首次大修，相關決策相對保守，至10月4日14:55才采用化學部門提前編制的一回路化學除氫預案，往一回路加入7.2 L雙氧水進行化學除氫。半小時后，一回路溶解氫降至2.03 mL/kg，滿足一回路氧化運行條件。此次溶解氫反彈應對不及時導致關鍵路徑延誤約18 h。

圖5是福清核電101大修機組下行期間一回路溶解氫變化趨勢圖。

圖5　福清核電101大修機組下行期間一回路溶解氫變化趨勢圖

3　控制策略優化

針對上述原因，為使停堆氧化主線時間可控，保證經濟效益最大化和輻射防護最優化，經福清核電多次停堆氧化摸索驗證，目前已找到一種能較好的控制氧化運行前一回路溶解氫含量的策略，其主要措施如下：

3.1　停堆氧化前做好充足的機械除氫準備

（1）核實PZR汽腔掃氣管線的可用性，進行預吹掃試驗：

從3號機首次調停檢修后，福清核電增加了預大修項目：在大修或需要開PZR人孔的停機小修前，提前3周開展PZR汽腔掃氣管線預吹掃試驗，試驗持續至少24 h，以提前核實該管線的可用性，為可能存在的管線檢修工作留下足夠的處理時間窗口。

同時根據202大修經驗反饋，在PZR掃汽管線預吹掃投運后立即執行PZR吹掃管線查漏操作并聯系輻射防護專業對核取樣間環境劑量率進行監測，以檢查核取樣間氣體通風柜中金屬軟管與鋼彈之間連接是否有漏點。

（2）提前確認機組已制備足量的硼酸、TEP除氣器可用：

在次臨界前三周，化學人員與運行人員一起核實確認機組已制備足量的硼酸、TEP除氣器可用，以便實施VCT的持續吹掃，同時確保反應堆次臨界后能第一時間啟動TEP除氣器進行除氫。

（3）準備好足夠的廢氣處理系統儲存量：

因停堆氧化下行機械掃氣會產生大量廢氣，故停堆氧化前由運行人員根據廢氣處理系統（TEG）儲氣箱衰變時間，精心制定排放計劃，以盡可能準備最大儲量。同時需防止日常生產活動中產生不必要的廢氣產量而打亂停堆氧化計劃，如：TEG含氫廢氣壓縮機檢修吹掃，TEP除氣器的啟動等。

3.2　滅汽腔前結合“氫超圖”開展有效的機械除氫

3.2.1次臨界前一周：

開始實施PZR至TEP前置箱掃氣，將取樣管線壓力表REN011 LP調節至0.15～0.6 MPa來調節掃氣流量。此操作需緩慢調節，防止REN011 LP壓力≥0.9 MPa時觸發反應堆安全殼內外隔離閥關閉信號，中斷吹掃。

3.2.2次臨界前24 h至次臨界：

盡早隔離VCT氫氣源，進行氮氣覆蓋并通過控制PZR汽相管線吹掃壓力調節掃氣流量。此階段RCS溶解氫按照可接受區域：5～25 mL/kg來控制，并爭取在次臨界前1小時溶解氫盡可能接近5 mL/kg。

3.2.3次臨界后至汽腔淹沒前：

次臨界后由于中子通量很低，輻射分解的風險整體可控，所以溶解氫無下限值要求。此階段需盡量調大PZR汽相管線流量，同時盡快投運TEP除氣器對RCS進行除氫，并保持VCT連續氮氣吹掃。要求在汽腔淹沒前RCS溶解氫滿足限值＜3 mL/kg（期望值＜2 mL/kg）的要求。通過降低RCS溶解氫濃度，可減小溶解氫反彈的基數，同時根據亨利定律：液相中溶解氫減少后汽相氫氣隨之也會減少，以防止汽腔淹沒后溶解氫含量反彈。

3.3　滅汽腔過程中有效控制溶解氫反彈

3.3.1控制滅汽腔時抬水位的速率：

在汽腔淹沒過程中，通過調節RCV上充、下泄流量控制PZR抬水位速率，使穩壓器水位變送器（RCP012MN）從0～2.3 m的時間控制在2.5～4 h，即抬水位速率控制在0.57～0.92 m/h。設置此抬水位速率的考慮因素是：若穩壓器抬水位較快，會導致汽相中氫氣濃度增加過快，根據亨利定律，汽相中氫氣會反溶入液相，從而導致溶解氫反彈，緩慢滅汽腔有利于減少溶解氫反彈幅度；若穩壓器抬水位較慢會導致氧化運行時間推后，影響檢修工期。

3.3.2滅汽腔時維持RCS溫度穩定：

在汽腔淹沒過程中，需保持RCS溫度盡量維持穩定（≤5 ℃），以防止熱脹冷縮帶來的氣體體積波動。

3.3.3滅汽腔時保持PZR汽腔持續有效吹掃

在汽腔淹沒過程中，必須保持PZR汽腔吹掃，以防止PZR汽相氫回溶到RCS水相中，使溶解氫反彈。需每20分鐘巡檢PZR汽相吹掃管線壓力，將REN011 LP調節至0.4～0.6 MPa（期望值），不滿足期望值就調大。

3.3.4滅汽腔后較晚隔離PZR吹掃管線

汽腔完全淹沒（RCP012MN達到+2.3 m）之后滿30分鐘且一回路溫度降至＜170 ℃才能中斷PZR掃氣。較晚隔離PZR吹掃管線，可減少汽相中高濃度氫氣殘留，這些氫氣在滅汽腔后期將全部反溶入RCS，從而控制溶解氫反彈幅度。

3.3.5滅汽腔后繼續要求VCT持續吹掃

PZR汽腔淹沒至氧化運行前，要求VCT持續氮吹掃。確認RCS溶解氫滿足要求后，開始進行氧化運行。

3.4　滅汽腔后若溶解氫反彈及時開展化學除氫

3.4.1化學除氫方法簡介

為應對滅汽腔后可能出現的一回路冷卻劑溶解氫反彈，提高機組除氫速率，縮短機組下行時間，可以使用化學方法對反應堆冷卻劑系統進行除氫。

在溫度≤80 ℃、硼酸酸化處理的冷卻劑中，雙氧水和溶解氫能迅速進行化合反應生產水（H2O2+H2=2H2O）。化學除氫是通過硼和水補給系統（REA）加入定量的雙氧水，使之與冷卻劑中的溶解氫反應來實現。

當反應堆冷卻劑中的溶解氫濃度確定后，可以通過化學反應計量關系計算出所要添加的雙氧水量，通過REA加入RCS中，至少保持一臺連接到PZR噴淋和波動管線的主泵在運行，最大程度混合RCS和PZR中的液體。此反應大約需要30分鐘完成。

每次添加雙氧水之前，先對RCS進行取樣分析，確定溶解氫濃度變化趨勢。根據溶解氫濃度變化情況，繼續添加雙氧水處理，直到冷卻劑中溶解氫濃度小于3 mL/kg。

雙氧水加入量的理論計算過程[6]：假設一回路溶解氫為1 mL/kg，一回路水體積為300 m3，H2O2質量濃度為30%，密度為1.1 kg/L（常溫下），每mol氫氣在標準狀況下的體積為22.4 L。

那么，根據反應式：

H2O2+H2=2H2O （1）

1 mol 1 mol

300×1÷22.4

一回路需要的H2O2的物質的量=300×1÷ 22.4=13.4 mol。

換算為30%的H2O2的質量=13.4×34÷0.3= 1 517 g≈1.52 kg，所對應常溫下H2O2的體積為=1.52 kg÷1.1 kg/L=1.38 L≈1.4 L。也就是，每反應掉一回路1 mL/kg的溶解氫需要加入約1.4 L質量分數為30%的分析純H2O2溶液。考慮到汽腔淹沒后，一回路里面仍有一定的汽空間，汽相的溶解氫仍處于一個平衡過程，因此實際用量要偏大。福清101大修下行化學除氫的實際經驗為：每1.4 LH2O2下降0.64 mL/kg溶解氫[5]。

3.4.2機械除氫和化學除氫的優缺點對比

（1）除氫效果對比：

101大修下行期間出現溶解氫反彈，最高值達10 mL/kg。通過TEP除氣和VCT氮吹掃，每小時僅能降低一回路溶解氫約0.3 mL/kg，若按此除氫速率計算，至少還需8.5 h一回路溶解氫才能降至3.0 mL/kg以下。相比之下，化學除氫只用時0.5 h，節省主線時間8 h。同時，和機械除氫相比，化學除氫的優點是可以減少吹掃帶來的大量廢氣。

（2）化學除氫的主要風險：

化學除氫需對停堆過程中的操作進行詳細評估，確保不會在冷卻劑系統的氣空間中形成潛在的危險環境（爆炸性混合氣體）。為防止氫爆風險，加入H2O2前必須保證一回路相關容器氫氣含量合格。同時為防止在H2O2加入后產生氧氣進入TEG而引起TEG氧表報警。故而在加入H2O2時需要做到以下幾點：

1）一回路供氫容器VCT必須氮覆蓋且保持連續氮吹掃。

2）一回路相關容器（RPE疏水箱、RCS泄壓箱、PZR環管、TEP前置箱、TEP除氣器、VCT）的H2含量要合格（＜2%）。

3）加H2O2前，準確測量一回路溶解氫的含量，需開展人工測量與在線表的比對，以確認一回路溶解氫測量準確。

4）化學除氫應按照“逐步逼近，少量多次”的原則執行操作，避免一次性大量加入H2O2。原則上在化學除氫時雙氧水單次最大量不超過10 L。

（3）化學除氫實施時輻射防護必須響應：

即使少量的H2O2加入也會使迅速破壞一回路還原性環境，促使腐蝕產物提前、集中釋放，引起RCS放射性的顯著增加。因此化學除氫執行前已通知保健物理部門輻射防護專業、維修部門輻射儀表專業做好相應響應，如核島區域的隔離、人員控制等。化學除氫加入H2O2是≤80 ℃，這已是加H2O2氧化凈化的溫度，不管是小修、大修還是有無燃料破損的機組下行，輻射防護操作都有必要執行。但一般機組下行化學除氫后即開展氧化運行，因此只需將相應的輻射防護操作提前執行即可。

（4）小結

綜上所述，總結機械除氫和化學除氫的優缺點如表2所示。

表2　機械除氫和化學除氫的優缺點比對

鑒于化學除氫存在如上風險，故停堆氧化下行過程中仍需做好機械除氫操作，只有在機械除氫操作各種措施落實到位后仍出現一回路溶解氫大幅反彈時才能考慮使用化學除氫的方法。

3.5　福清核電停堆氧化溶解氫控制策略優化后的實際效果

近年來，福清核電化學人員在總結歷次停堆氧化經驗教訓的基礎上，制定了一系列較為完善的處理措施和應急預案，較好地控制了機組停堆氧化期間的溶解氫，持續大幅縮短了停堆氧化下行的時間。圖6是福清核電歷次大修氧化運行前的下行時間（從機組解列到一回路開始氧化運行）趨勢圖，從圖上可以看出：從首次的101大修的89.9 h，到最近一次的303大修的33.1 h，大修氧化運行前的下行歷時下降了約63.2%，優化效果顯著。同時，自2017年102大修起，福清核電已連續4年基本都能將氧化運行前的機組下行時間控制在大修目標工期以內；自2018年401大修起，福清核電已連續3年未實施過滅汽腔后的化學除氫預案，這些也充分證明了停堆氧化溶解氫控制策略優化的有效性。

圖6　福清核電歷次大修氧化運行前的下行時間趨勢圖

4　結語

本文通過對福清核電歷次大、小修停堆氧化過程中溶解氫控制的經驗和教訓進行總結，分析了停堆氧化過程中溶解氫控制主要問題產生的原因，并從停堆氧化前做好充足的機械除氫準備、滅汽腔前結合“氫超圖”開展有效的機械除氫、滅汽腔過程中有效控制溶解氫反彈、滅汽腔后若溶解氫反彈及時開展化學除氫等四個方面提出了溶解氫化學控制優化改進策略，從而有效指導機組下行，最終達到提高核安全水平、縮短大修工期以及提高換料大修經濟效益的目的。

［1］ 福建福清核電有限公司．化學和放射性化學技術規范解釋［R］．2015.

［2］ 福建福清核電有限公司．1、2機組化學和放射化學技術規范［R］．2019.

［3］ 韋應靖，劉立業，趙鵬飛，等．秦山第二核電廠一回路穩壓器弱貫穿輻射調查［J］．中國輻射衛生，2019（01）：82-85.

［4］ 福建福清核電有限公司．化學部門3號機組首次調停檢修工作總結［R］．2017.

［5］ 福建福清核電有限公司．101大修化學除氫總結［R］. 2016.

［6］ 鄧軍，劉衡，吳華強，等．化學除氫法在壓水堆核電機組下行階段的試用［J］．輻射防護通訊，2015（01）：41-43.

Optimization of Dissolved Hydrogen Control Strategy in PWR Nuclear Power Plant Shutdown Oxidation Process

LAI Hongyu

（Fuqing Nuclear Power Co.，Ltd.，Chemistry Department，Fuqing of Fujian Prov. 350300，China）

Under the power operating state of the PWR nuclear power unit，hydrogen cover is always being maintained in the reactor coolant system.However，during the shutdown oxidation of the unit，the reactor needs to be opened.In order to avoid the explosion of hydrogen and oxygen mixture，it is necessary to remove the hydrogen first and reduce the dissolved hydrogen content of the primary circuit below the specification value to carry out the oxidation operation.In the process of PWR nuclear power plant shutdown oxidation，the effective control of dissolved hydrogen in the primary circuit can determine whether or not the chemical control process will become the key path for outage.This article combines the practice of controlling the dissolved hydrogen in the primary circuit oxidation process of the No.1-4 M310 units that have been commercialized by Fuqing Nuclear Power.Starting from the requirements and basic principles of the dissolved hydrogen chemical control of the reactor coolant system，the possibility of the shutdown oxidation process summarize and study the emergence of dissolved hydrogen related issues，and propose optimized and improved strategies for dissolved hydrogen chemical control to guide the unit to respond，and ultimately achieve the goals of improving nuclear safety，shortening the overhaul period，and increasing the economic benefits of refueling overhaul.

PWR；Oxidation shutdown；Dissolved hydrogen

TL48

A

0258-0918（2022）01-0141-10

2021-01-31

賴宏宇（1988—），男，福建漳州人，工學學士，高級工程師，現主要從事核電廠化學控制方面研究