模块式小型压水堆一回路水化学参数分析

谢杨　宋波　王亮　李毅　张玉龙

【摘 要】本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上，结合模块式小型压水堆的技术发展方向，对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标，可为模块式小型压水堆一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。

【关键词】水化学参数；一回路；模块式小堆

0 引言

模块式小型压水堆由于其在安全特性及多用途性等方面的显著特点而备受关注，可在区域供电、海水淡化、城市供暖、工业供气等方面广泛应用，目前已成为核能领域的研究热点之一。为提高模块式小型压水堆的经济性，减少对人员和环境的影响[1]，需在延长换料周期、缩短换料时间和加严剂量控制等方面予以考虑。

一回路水化学工况直接影响一回路结构材料的腐蚀以及腐蚀产物在堆芯的沉积，与核电厂机组的安全可靠运行密切相关。为满足模块式小型压水堆向延长换料周期、缩短换料时间和加严剂量控制等方向发展的需求，有必要开展模块式小型压水堆一回路水化学参数研究工作，以确保反应堆冷却剂压力边界的完整性，确保燃料包壳的完整性以及维持燃料组件的设计性能，减少堆芯外辐射场的剂量率。

本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上，对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标。

1 模块式小型压水堆一回路水化学工况的基本要求

模块式小型压水堆一回路水化学工况应满足如下基本要求：

（1）能降低一回路结构材料的腐蚀速率，避免局部腐蚀的发生；

（2）能减少腐蚀产物和杂质在燃料包壳表面的沉积，以避免热阻增加进而使燃料包壳的壁温升高，加速燃料包壳的腐蚀；

（3）能减少腐蚀产物的释放以及向堆芯迁移和活化，以降低堆芯外辐射场的剂量率。

2 水化学参数的特性分析

为尽量减少反应堆冷却剂浸润材料的均匀腐蚀和局部腐蚀，减少腐蚀产物向堆芯迁移，需维持良好的水化学工况，需对一回路水化学重要的水质参数进行控制，主要包括pH值、锂、溶解氢、溶解氧以及杂质（氯化物、氟化物、硫酸根、硅、铝、钙、镁和悬浮物）等[3]。通过分析水质参数控制的原因、特性及其相关运行经验反馈，确定了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标。

2.1 pH值

反应堆冷却剂pH值决定了结构材料腐蚀速率、腐蚀产物释放速率、腐蚀产物的迁移方向及沉积特性。合理确定运行期间反应堆冷却剂pH值，不仅能减少结构材料腐蚀，还能够减少腐蚀产物向堆芯的迁移、沉积以及腐蚀产物的活化。

国内压水堆核电厂大多数采用的改进型硼-锂协调控制曲线，即（1）寿期初的锂浓度维持恒定直到pH300℃达到7.0；（2）通过减少锂浓度维持pH300℃=7.0；（3）锂浓度维持恒定直到pH300℃达到最佳值7.2；（4）通过减少锂浓度维持pH300℃=7.2。

针对模块式小型压水堆采用长换料周期，对于反应堆冷却剂pH值控制优化，主要体现在由于实施长燃料循环后导致循环寿期初反应堆冷却剂中硼浓度的增加，锂浓度随着硼浓度的增加而相应地提高，而硼-锂协调控制曲线的基本特征和pH300℃目标值未发生变化。因此，模块式小型压水堆冷却剂的pH值优化反映在硼-锂协调曲线中锂浓度的变化。

2.2 锂

根据反应堆物理的需要，硼酸作为可溶性中子毒物加入反应堆冷却剂中。为了保证在正常运行期间维持反应堆冷却剂高温下的高pH值，需向反应堆冷却剂中添加pH控制剂氢氧化锂，其限值需根据高温pH值的要求和对应的硼浓度而确定的。

根据国内外压水堆核电厂的运行经验反馈，反应堆冷却剂中锂浓度的优化趋势为适当地提高锂浓度运行限值，以减少腐蚀产物在堆芯的沉积。在循环的开始阶段，国际上推荐使用的最小pH300℃值为6.9。在pH300℃低于6.9下运行，会增加一回路的腐蚀产物、放射性剂量、堆芯的沉积物和燃料包壳的腐蚀。针对模块式小型压水堆采用长燃料循环方案，以增加电厂的可利用率，减少大修次数，降低发电成本以及减少放射性废物排放和乏燃料数量等，在长燃料循环开始时需增加反应堆冷却剂中硼浓度，故为了达到国际上推荐使用的最小pH300℃值，必须适当提高反应堆冷却剂中的锂浓度[4]。

另外，国外部分压水堆核电厂发生过燃料轴向功率偏移（AOA），其可能造成反应堆功率下降，严重时还会导致机组停机。目前，AOA机理还未完全弄清，但是与过冷沸腾下硼酸在燃料元件包壳沉积物中的浓缩形成LiBO2导致中子通量下降有关。而燃料包壳上沉积物的增加，会提高燃料包壳表面温度，增强燃料的局部浓缩作用。因此，减少燃料包壳上沉积物的来源，对避免核电厂发生AOA是十分重要的。降低一回路系统材料腐蚀速率是减少燃料元件沉积物生成的重要手段之一，在核电厂一回路中通过采用提高锂浓度的方法来使材料的腐蚀速率最小。同时，运行经验表明，由于燃料循环寿期初的pH值最低，在此阶段腐蚀产物的生成及转移是最大的，故应考虑在燃料循环寿期初通过提高反应堆冷却剂中的锂浓度以提高pH[2]。

从目前国内外核电站的运行经验来看，当寿期初的锂浓度在2.2mg/kg-3.5mg/kg时，均未对一次侧应力腐蚀的发生造成任何可检测的影响，亦对锆合金包壳的腐蚀无明显的影响。锂浓度增加到3.5mg/kg的运行是在目前的工业经验范围以内。因此，模块式小型压水堆反应堆冷却剂中锂浓度限值的选取可以此数值作为参考。

2.3 溶解氧和溶解氢

反应堆冷却剂中的溶解氧是造成一回路系统金属材料腐蚀的重要原因，需尽量降低溶解氧浓度。在反应堆升温升压初始阶段通过向冷却剂中加入联氨去除溶解氧，在功率运行阶段通过维持冷却剂中一定的溶解氢浓度抑制冷却剂辐照分解产生氧。

目前，国内外大多数的压水堆核电厂将反应堆功率运行期间的氢气浓度控制在20ml（STP）/kg·H2O～50ml（STP）/kg·H2O，一方面，能够达到将溶解氧控制在较低浓度水平的要求，另一方面，又能避免出现锆合金氢脆现象，因此，模块式小型压水堆反应堆冷却剂中溶解氢浓度限值可选用此数值。

2.4 氯化物、氟化物和硫酸盐

对氯化物和氟化物浓度的限制是基于其对奥氏体不锈钢的应力腐蚀和锆合金腐蚀的不利影响。对于硫酸盐浓度的控制限度是依据与氯化物和氟化物限制浓度相符的原则进行设定的，并考虑了其对奥氏体不锈钢应力腐蚀和晶间腐蚀的抗蚀作用。

目前，国内外大多数的压水堆核电厂将反应堆冷却剂中的氯化物、氟化物和硫酸盐浓度限值控制在0.15mg/kg以内，其在正常运行工况下，对一回路系统结构材料的腐蚀影响很小，因此，模块式小型压水堆反应堆冷却剂中氯化物、氟化物和硫酸盐浓度限值可选用此数值。

2.5 悬浮物

悬浮态的腐蚀产物会以氧化物的形式沉积在燃料包壳的表面上。限制悬浮物浓度的目的在于减少燃料包壳表面的沉积和系统放射性积累。

根据国内外压水堆核电厂的运行经验反馈，在正常功率运行下，反应堆冷却剂中的悬浮物基本能保持在极低浓度水平，能够满足水质监督及运行要求。

2.6 沸石生成元素

杂质钙、镁、铝和硅会沉积在燃料元件的孔隙内，增加热阻，进而使燃料包壳的壁温升高，并加速燃料包壳的腐蚀。严格限制钙、镁、铝和硅浓度在控制范围以内，以防止发生沉积。

根据国外核电厂的运行反馈，由于乏燃料水池中乏燃料储存格架材料的辐照降解，引起乏燃料水池和换料水池中的硅浓度偏高，导致换料后反应堆冷却剂中二氧化硅浓度偏高，从而增加投运前的清洗成本和时间。可以看出，适当放宽二氧化硅浓度的限值可明显节省启动的时间并节约费用。另一方面，对反应堆冷却剂补水中钙、镁、铝浓度的良好控制运行经验，为适当放宽二氧化硅浓度限值提供了条件。

研究数据表明，在反应堆运行条件下，二氧化硅的溶解度可达200mg/kg；但当冷却剂含有低浓度的钙、镁、铝等沸石生成阳离子时，二氧化硅在1mg/kg-10mg/kg浓度范围就会发生沉淀，同时，当钙、镁、铝浓度越高时，形成硅酸盐沉积对应的二氧化硅浓度越低。因此，在放宽二氧化硅浓度限制的同时应该进一步控制冷却剂中的钙、镁、铝的含量，从而减少燃料上硅酸盐的沉积。根据部分欧洲和美国的核电厂的运行经验，在二氧化硅浓度为1mg/kg-3mg/kg的范围内运行，没有出现任何问题。但需要注意的是在这些核电厂中，补给水的沸石生成阳离子浓度都低于规定的限值。

因此，为减少模块式小型压水堆换料后的投运时间间隔和节省除硅成本，可适当放宽二氧化硅浓度的限值要求，但同时需进一步严格控制冷却剂中的钙、镁、铝的含量，从而减少燃料包壳表面上硅酸盐的沉积。

3 结论

通过对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，可以得出如下主要结论：

（1）为满足模块式小型压水堆长燃料循环周期的需要和减少机组燃料轴向功率偏移的发生，可将锂浓度限值提高至3.5ppm来维持寿期初较高的pH值，从而减少腐蚀产物的生成和向堆芯迁移；

（2）为减少模块式小型压水堆换料后的投运时间间隔和节省除硅成本，可适当放宽二氧化硅浓度的限值要求，但同时需进一步严格控制冷却剂中的钙、镁、铝的含量，从而减少燃料包壳表面上硅酸盐的沉积；

（3）模块式小型压水堆冷却剂中的溶解氢、氯化物、氟化物、硫酸盐和悬浮物等水化学参数浓度限值的选取可参考国内外大型压水堆核电站。

【参考文献】

[1]王琳，等.小型模块化反应堆特性与应用分析[R].2014年核电站新技术交流研讨会，2014.10.

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

[3]李志勇，等.压水堆一回路系统水化学控制的探讨[J].重庆电力高等专科学校学报，2010，15（5/6）：7-10.

[4]刘新福，等.秦山第二核电厂混合堆芯水化学控制技术探讨[J].核动力工程，2008，29（5）：138-141.

[责任编辑：王楠]