模塊式小型壓水堆一回路水化學參數分析

謝楊　宋波　王亮　李毅　張玉龍

【摘 要】本文在調研國內外壓水堆核電廠一回路水化學的運行經驗反饋的基礎上，結合模塊式小型壓水堆的技術發展方向，對模塊式小型壓水堆一回路水化學運行參數進行分析研究，提出了模塊式小型壓水堆一回路水化學參數指標，可為模塊式小型壓水堆一回路水化學工況的設計、水化學規程的制定提供參考。

【關鍵詞】水化學參數；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注，可在區域供電、海水淡化、城市供暖、工業供氣等方面廣泛應用，目前已成為核能領域的研究熱點之一。為提高模塊式小型壓水堆的經濟性，減少對人員和環境的影響[1]，需在延長換料周期、縮短換料時間和加嚴劑量控制等方面予以考慮。

一回路水化學工況直接影響一回路結構材料的腐蝕以及腐蝕產物在堆芯的沉積，與核電廠機組的安全可靠運行密切相關。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劑量控制等方向發展的需求，有必要開展模塊式小型壓水堆一回路水化學參數研究工作，以確保反應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計性能，減少堆芯外輻射場的劑量率。

本文在調研國內外壓水堆核電廠一回路水化學的運行經驗反饋的基礎上，對模塊式小型壓水堆一回路水化學運行參數進行分析研究，提出了模塊式小型壓水堆一回路水化學參數指標。

1 模塊式小型壓水堆一回路水化學工況的基本要求

模塊式小型壓水堆一回路水化學工況應滿足如下基本要求：

（1）能降低一回路結構材料的腐蝕速率，避免局部腐蝕的發生；

（2）能減少腐蝕產物和雜質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 水化學參數的特性分析

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

2.1 pH值

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

國內壓水堆核電廠大多數采用的改進型硼-鋰協調控制曲線，即（1）壽期初的鋰濃度維持恒定直到pH300℃達到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，對于反應堆冷卻劑pH值控制優化，主要體現在由于實施長燃料循環后導致循環壽期初反應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地提高，而硼-鋰協調控制曲線的基本特征和pH300℃目標值未發生變化。因此，模塊式小型壓水堆冷卻劑的pH值優化反映在硼-鋰協調曲線中鋰濃度的變化。

2.2 鋰

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

根據國內外壓水堆核電廠的運行經驗反饋，反應堆冷卻劑中鋰濃度的優化趨勢為適當地提高鋰濃度運行限值，以減少腐蝕產物在堆芯的沉積。在循環的開始階段，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方案，以增加電廠的可利用率，減少大修次數，降低發電成本以及減少放射性廢物排放和乏燃料數量等，在長燃料循環開始時需增加反應堆冷卻劑中硼濃度，故為了達到國際上推薦使用的最小pH300℃值，必須適當提高反應堆冷卻劑中的鋰濃度[4]。

另外，國外部分壓水堆核電廠發生過燃料軸向功率偏移（AOA），其可能造成反應堆功率下降，嚴重時還會導致機組停機。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導致中子通量下降有關。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，對避免核電廠發生AOA是十分重要的。降低一回路系統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，運行經驗表明，由于燃料循環壽期初的pH值最低，在此階段腐蝕產物的生成及轉移是最大的，故應考慮在燃料循環壽期初通過提高反應堆冷卻劑中的鋰濃度以提高pH[2]。

從目前國內外核電站的運行經驗來看，當壽期初的鋰濃度在2.2mg/kg-3.5mg/kg時，均未對一次側應力腐蝕的發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經驗范圍以內。因此，模塊式小型壓水堆反應堆冷卻劑中鋰濃度限值的選取可以此數值作為參考。

2.3 溶解氧和溶解氫

反應堆冷卻劑中的溶解氧是造成一回路系統金屬材料腐蝕的重要原因，需盡量降低溶解氧濃度。在反應堆升溫升壓初始階段通過向冷卻劑中加入聯氨去除溶解氧，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生氧。

目前，國內外大多數的壓水堆核電廠將反應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，又能避免出現鋯合金氫脆現象，因此，模塊式小型壓水堆反應堆冷卻劑中溶解氫濃度限值可選用此數值。

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與氯化物和氟化物限制濃度相符的原則進行設定的，并考慮了其對奧氏體不銹鋼應力腐蝕和晶間腐蝕的抗蝕作用。

目前，國內外大多數的壓水堆核電廠將反應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，其在正常運行工況下，對一回路系統結構材料的腐蝕影響很小，因此，模塊式小型壓水堆反應堆冷卻劑中氯化物、氟化物和硫酸鹽濃度限值可選用此數值。

2.5 懸浮物

懸浮態的腐蝕產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放射性積累。

根據國內外壓水堆核電廠的運行經驗反饋，在正常功率運行下，反應堆冷卻劑中的懸浮物基本能保持在極低濃度水平，能夠滿足水質監督及運行要求。

2.6 沸石生成元素

雜質鈣、鎂、鋁和硅會沉積在燃料元件的孔隙內，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。嚴格限制鈣、鎂、鋁和硅濃度在控制范圍以內，以防止發生沉積。

根據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，導致換料后反應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?？梢钥闯?，適當放寬二氧化硅濃度的限值可明顯節省啟動的時間并節約費用。另一方面，對反應堆冷卻劑補水中鈣、鎂、鋁濃度的良好控制運行經驗，為適當放寬二氧化硅濃度限值提供了條件。

研究數據表明，在反應堆運行條件下，二氧化硅的溶解度可達200mg/kg；但當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濃度范圍就會發生沉淀，同時，當鈣、鎂、鋁濃度越高時，形成硅酸鹽沉積對應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。根據部分歐洲和美國的核電廠的運行經驗，在二氧化硅濃度為1mg/kg-3mg/kg的范圍內運行，沒有出現任何問題。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省除硅成本，可適當放寬二氧化硅濃度的限值要求，但同時需進一步嚴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 結論

通過對模塊式小型壓水堆一回路水化學運行參數進行分析研究，可以得出如下主要結論：

（1）為滿足模塊式小型壓水堆長燃料循環周期的需要和減少機組燃料軸向功率偏移的發生，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省除硅成本，可適當放寬二氧化硅濃度的限值要求，但同時需進一步嚴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參數濃度限值的選取可參考國內外大型壓水堆核電站。

【參考文獻】

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

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

[3]李志勇，等.壓水堆一回路系統水化學控制的探討[J].重慶電力高等?？茖W校學報，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控制技術探討[J].核動力工程，2008，29（5）：138-141.

[責任編輯：王楠]