一回路冷卻劑注鋅模型開(kāi)發(fā)和驗(yàn)證

洪 亮，厲井鋼，金 鑫

一回路冷卻劑注鋅模型開(kāi)發(fā)和驗(yàn)證

洪 亮，厲井鋼，金 鑫

（中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518000）

冷卻劑注鋅是降低腐蝕釋放速率和堆外放射性水平的有效途徑。本文基于腐蝕釋放試驗(yàn)數(shù)據(jù)建立了冷卻劑注鋅對(duì)腐蝕釋放的影響關(guān)系，基于PBR（Pilling-Bedworth Ratio）模型定量分析注鋅對(duì)燃料污垢的影響，并為中廣核自主污垢分析軟件CAMPSIS開(kāi)發(fā)了冷卻劑注鋅模型。根據(jù)注鋅電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)對(duì)注鋅模型進(jìn)行了初步驗(yàn)證，軟件計(jì)算結(jié)果表明，注鋅后冷卻劑中58Co和60Co的放射性水平會(huì)先升高，但是隨著注鋅的持續(xù)放射性水平逐漸降低；分別在第1循環(huán)和第8循環(huán)開(kāi)始注鋅，主管道的劑量率會(huì)降低約30%。

冷卻劑注鋅；腐蝕釋放；燃料污垢

反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，一回路結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和設(shè)備在高溫高壓水環(huán)境下會(huì)發(fā)生腐蝕并釋放腐蝕產(chǎn)物到一回路冷卻劑中。隨著冷卻劑的循環(huán)流動(dòng)，部分腐蝕產(chǎn)物沉積在包括燃料組件在內(nèi)的一回路系統(tǒng)表面。在堆芯，由于過(guò)冷泡核沸騰（SNB）的存在，污垢內(nèi)部存在硼鋰富集，從而誘發(fā)硼沉積，導(dǎo)致反應(yīng)堆軸向功率偏移異常，這一現(xiàn)象被稱為反應(yīng)堆污垢引起的軸向功率偏移異常，即CIPS（也被稱為AOA）。同時(shí)，大修期間的氧化操作會(huì)影響堆芯污垢的釋放以及堆外（主要是蒸汽發(fā)生器和主管道）輻射場(chǎng)的劑量水平。

一回路水化學(xué)環(huán)境會(huì)影響金屬材料的腐蝕和釋放、污垢行為以及劑量水平，其中冷卻劑注鋅是一個(gè)重要的研究方向。美國(guó)通用電氣公司在20世紀(jì)80年代發(fā)現(xiàn)，使用了黃銅材料的沸水堆冷凝器放射性水平較低[1][2][3]。經(jīng)分析發(fā)現(xiàn)，黃銅中的Zn被選擇性腐蝕并進(jìn)入到一回路中。由于Zn在冷凝器表面形成的氧化膜更穩(wěn)定，抑制了Ni、Fe等金屬元素向冷卻劑中的釋放，同時(shí)降低了58Co、60Co在冷凝器表面的沉積，從而降低了放射性水平。加拿大原子能公司在20世紀(jì)80年代開(kāi)始了重水堆注鋅試驗(yàn)，證明了注鋅可以抑制60Co在鎳基合金和不銹鋼表面的沉積[4]。日本Fugen重水堆核電廠在1998年開(kāi)展了長(zhǎng)期一回路注鋅應(yīng)用，證明了注鋅對(duì)58Co、60Co在一回路主設(shè)備上的沉積有很強(qiáng)的抑制作用[5]。德國(guó)Biblis核電廠注鋅后，長(zhǎng)期來(lái)看，放射性水平持續(xù)降低[6]。

國(guó)內(nèi)除三門和海陽(yáng)核電廠引進(jìn)的AP1000機(jī)組外，其他機(jī)組暫未開(kāi)展注鋅應(yīng)用，對(duì)注鋅技術(shù)的研究主要以試驗(yàn)為主。潘向烽[7]和王力[8]等人研究了注鋅對(duì)因科鎳690、304不銹鋼和316不銹鋼在高溫水中均勻腐蝕行為的影響，發(fā)現(xiàn)注鋅濃度在60×10-9以下時(shí)，注鋅濃度越高，對(duì)腐蝕的抑制越明顯，注鋅濃度超過(guò)60×10-9后，對(duì)腐蝕的抑制作用非常小；海正銀[9]等人研究了注鋅對(duì)316L不銹鋼和因科鎳690腐蝕行為的影響，對(duì)比了不同注鋅濃度下金屬材料的腐蝕釋放速率，認(rèn)為核電廠長(zhǎng)期運(yùn)行時(shí)應(yīng)優(yōu)先考慮采用較低的注鋅濃度。

世界范圍內(nèi)，注鋅壓水堆機(jī)組數(shù)量持續(xù)增加，2004年注鋅的機(jī)組數(shù)量為19臺(tái)。到2014年，這一數(shù)字增加到85個(gè)。為了定量分析冷卻劑注鋅對(duì)腐蝕釋放和污垢行為的影響，有必要建立注鋅模型。

中廣核自主研發(fā)了污垢分析軟件CAMPSIS。該軟件具備反應(yīng)堆一回路污垢行為分析和源項(xiàng)分析能力，能夠計(jì)算燃料和堆外表面的污垢分布，燃料污垢的硼沉積量，以及堆芯、堆外和冷卻劑中的腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)。本文建立了冷卻劑注鋅對(duì)腐蝕釋放和燃料污垢的影響關(guān)系，并為CAMPSIS軟件開(kāi)發(fā)了注鋅模型。冷卻劑注鋅通過(guò)影響腐蝕釋放速率和燃料污垢物性參數(shù)，改變堆芯污垢沉積量，進(jìn)而影響腐蝕活化產(chǎn)物的量。堆芯區(qū)域腐蝕活化產(chǎn)物發(fā)生脫落，并釋放到冷卻劑中，以及在堆外區(qū)域沉積，這影響了冷卻劑中放射性水平和堆外劑量率。注鋅冷卻劑放射性水平和堆外劑量率是電廠關(guān)心的參數(shù)，電廠一般會(huì)對(duì)這些參數(shù)進(jìn)行監(jiān)測(cè)。本文根據(jù)注鋅電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，基于冷卻劑放射性水平和堆外劑量率對(duì)注鋅模型進(jìn)行了初步驗(yàn)證。

1　模型介紹

基于中廣核自主腐蝕釋放試驗(yàn)和相關(guān)試驗(yàn)數(shù)據(jù)，建立冷卻劑注鋅對(duì)腐蝕釋放速率的影響關(guān)系；基于PBR（Pilling-Bedworth Ratio）比例模型，以及污垢物性參數(shù)之間的推導(dǎo)計(jì)算，建立注鋅對(duì)燃料污垢物性參數(shù)的影響關(guān)系。

1.1　注鋅對(duì)腐蝕釋放的關(guān)系

在堆外表面的內(nèi)層氧化物中，冷卻劑中注入的鋅替換了Ni和Fe元素[10]，形成了致密的Zn-Ni-Fe鉻鐵礦內(nèi)層氧化物，從而減緩了堆外金屬合金的腐蝕和釋放速率。參考文獻(xiàn)［11］給出的不同注鋅濃度下因科鎳690和不銹鋼腐蝕性能試驗(yàn)數(shù)據(jù)，得到注鋅前后一回路主要金屬材料在PWR一回路環(huán)境下的腐蝕速率曲線、釋放速率曲線和氧化膜中各種金屬元素的含量。中廣核開(kāi)展了Inconel 690TT，304不銹鋼和316L不銹鋼的腐蝕釋放試驗(yàn)。本文根據(jù)試驗(yàn)數(shù)據(jù)，得出注鋅后腐蝕釋放速率的抑制因子（即注鋅后與注鋅前的腐蝕釋放速率之比），如圖1所示。隨著注鋅的持續(xù)，抑制因子逐漸減小。

圖1　腐蝕釋放速率的抑制因子

1.2　注鋅對(duì)燃料污垢的關(guān)系

冷卻劑注鋅除了降低金屬材料的腐蝕釋放速率外，還可以改變?nèi)剂衔酃傅奈锢硖匦浴Arjmand[12]的研究結(jié)論是，微量的鋅會(huì)誘導(dǎo)壓水堆金屬表面尖晶石顆粒數(shù)量下降。文獻(xiàn)［13，14］測(cè)定了注鋅前后304不銹鋼內(nèi)部氧化物成分，即由Fe3O4和FeCr2O4轉(zhuǎn)變?yōu)閆nFe2O4和ZnCr2O4。這些研究表明，在鋅的作用下，燃料污垢的密度增加，孔隙率和厚度降低。

西屋公司在實(shí)驗(yàn)室模擬了反應(yīng)堆污垢，并對(duì)未注鋅工況下的污垢密度進(jìn)行了測(cè)量[15]；EPRI在模擬污垢對(duì)硼的吸附時(shí)，基于多孔介質(zhì)模型，給出了未注鋅時(shí)污垢孔隙率、孔隙密度、孔隙平均半徑等物性參數(shù)的推薦值[16]；Jin-Soo Choi[17]等人通過(guò)池邊檢查，對(duì)比了注鋅前后反應(yīng)堆污垢中各種元素的摩爾分?jǐn)?shù)。

本文基于金屬氧化物PBR分析模型[18]和上述試驗(yàn)數(shù)據(jù)，定量分析了注鋅對(duì)污垢物性參數(shù)的影響。假設(shè)燃料污垢為由Ni、Fe、Cr、Zn的金屬氧化物組成的混合物，不考慮Co、Mn等微量元素。基于此假設(shè)，燃料污垢可寫成NiO+Fe3O4+Cr2O3+ZnO的形式，其中、、、是污垢中各金屬氧化物摩爾比例系數(shù)。

（1）金屬氧化物的PBR

金屬氧化物生長(zhǎng)過(guò)程可簡(jiǎn)單描述為：氧化初期，金屬表面會(huì)生成少量氧化物。隨著陰離子向氧化物內(nèi)部擴(kuò)散，在現(xiàn)有氧化物和金屬表面之間，會(huì)形成一層新的氧化膜，從而導(dǎo)致金屬氧化物體積發(fā)生變化[9]。通常把氧化物與生成該氧化物所消耗的金屬體積比稱為PBR，該值可用于判斷氧化膜的完整性，也可以反映金屬被腐蝕后體積的變化情況。當(dāng)金屬被氧化后，氧化膜的PBR 越接近1，說(shuō)明氧化膜對(duì)金屬基體的保護(hù)性越強(qiáng)；反之，則說(shuō)明氧化膜對(duì)金屬基體的保護(hù)性越差[19]。

根據(jù)定義，PBR 的計(jì)算公式可寫為：

OM——某種金屬氧化物的摩爾體積，cm3/mol；

M——某種金屬的摩爾體積，cm3/mol；

——生成1 mol某種金屬氧化物對(duì)應(yīng)的金屬單質(zhì)摩爾數(shù)。

金屬和金屬氧化物的體積可通過(guò)公式（2）求解：

式中：——摩爾質(zhì)量，g/mol；

——密度，g/cm3。

根據(jù)各金屬和金屬氧化物的摩爾質(zhì)量和密度，可以求得金屬元素的PBR。

（2）注鋅對(duì)燃料污垢密度的關(guān)系

對(duì)燃料污垢，注鋅前后如式（3）～式（4）所示

式中：～——污垢中各金屬氧化物比例系數(shù)；

上標(biāo)′——注鋅與未注鋅區(qū)別；

——摩爾質(zhì)量，g/mol。

根據(jù)注鋅前后堆內(nèi)污垢密度的變化率，可得描述污垢密度變化的系數(shù)，如式（5）所示：

（3）注鋅對(duì)燃料污垢孔隙率的關(guān)系

由式（1）～式（4），得到污垢體積變化的系數(shù)。注鋅后污垢增加的體積為實(shí)體體積，認(rèn)為增加的這部分體積被填充到孔洞中，由此可得孔隙率變化系數(shù)的計(jì)算公式：

孔隙密度表示單位面積污垢上的孔隙數(shù)目，假設(shè)注鋅后孔隙平均半徑不變，則孔隙密度變化率與孔隙體積變化率相同，由此可得孔隙密度變化系數(shù)的計(jì)算公式：

（4）注鋅對(duì)燃料污垢厚度的關(guān)系

由于孔隙的存在，使得污垢在發(fā)生沉積的實(shí)際面積eff小于可沉積區(qū)域與冷卻劑接觸的面積d。可得到eff的公式：

式中：c——燃料污垢質(zhì)量，g。

根據(jù)注鋅后的污垢沉積的實(shí)際面積，可得到注鋅后燃料污垢厚度。

2　模型驗(yàn)證

根據(jù)前文分析，冷卻劑注鋅會(huì)影響金屬材料的腐蝕釋放速率和燃料污垢的物理參數(shù)。為了驗(yàn)證冷卻劑注鋅的影響關(guān)系，本文為中廣核自主研發(fā)的污垢分析軟件CAMPSIS開(kāi)發(fā)了注鋅模型，根據(jù)注鋅電廠的運(yùn)行規(guī)律對(duì)注鋅模型進(jìn)行初步驗(yàn)證。

2.1　注鋅后冷卻劑放射性水平

本文建立了一個(gè)1 000 MW 壓水堆機(jī)組算例，并從第10循環(huán)開(kāi)始注鋅。對(duì)一回路中58Co和60Co的放射性進(jìn)行了分析。

如圖2所示，在鋅濃度為10×10-9（通過(guò)持續(xù)注鋅使得一回路冷卻劑中的鋅濃度維持在10×10-9的水平）的情況下，在隨后的幾個(gè)循環(huán)中，注鋅的冷卻劑中58Co和60Co的放射性比不注鋅的高。隨著注鋅的繼續(xù)，冷卻液中58Co和60Co的放射性逐漸下降，這一現(xiàn)象與注鋅電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)一致。由于冷卻劑中的鋅會(huì)置換堆外污垢中的金屬元素（Ni、Fe、Co等），這些金屬元素在堆芯沉積，受到中子輻照，生成活化腐蝕產(chǎn)物。活化腐蝕產(chǎn)物脫落釋放冷卻劑中，所以注鋅后58Co和60Co的放射性水平（58Co和60Co活度之和）比不注鋅高。隨著注鋅繼續(xù)，鋅的置換效應(yīng)逐漸減弱，而一回路下泄系統(tǒng)會(huì)對(duì)冷卻劑中的活化產(chǎn)物進(jìn)行移除，所以注鋅條件下的58Co和60Co活度持續(xù)下降。

圖2　注鋅后冷卻劑中58Co和60Co放射性趨勢(shì)模擬

2.2　注鋅后堆外劑量率

針對(duì)1 000 MW壓水堆機(jī)組，為了研究注鋅對(duì)劑量率的影響，本文分別模擬了不注鋅情況，從第1循環(huán)開(kāi)始注鋅（注鋅濃度為10×10-9），以及從第8循環(huán)開(kāi)始注鋅（注鋅濃度為10×10-9）的情況。結(jié)果表明，從第1循環(huán)開(kāi)始注鋅和從第8循環(huán)開(kāi)始注鋅，一回路中主管道58Co和60Co劑量率之和都減少了約30%，如圖3所示。這與國(guó)際壓水堆的操作經(jīng)驗(yàn)（OPEX）一致，OPEX顯示，注鋅后劑量率平均降低26%[19]。

圖3　注鋅對(duì)58Co和60Co劑量率趨勢(shì)影響的對(duì)比

3　結(jié)論

本文基于腐蝕釋放試驗(yàn)數(shù)據(jù)和PBR比例模型，定量確定了注鋅對(duì)腐蝕速率、燃料污垢物性參數(shù)的影響關(guān)系，為CAMPSIS軟件建立了注鋅模型，并根據(jù)注鋅電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)對(duì)注鋅模型進(jìn)行了初步驗(yàn)證，主要結(jié)論如下：

（1）冷卻劑注鋅對(duì)腐蝕釋放速率有抑制作用，隨著注鋅的持續(xù)，抑制因子逐漸減小；

（2）冷卻劑注鋅通過(guò)影響金屬材料的腐蝕釋放速率和燃料污垢的物理參數(shù)來(lái)影響腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)；

（3）基于注鋅電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)對(duì)注鋅模型進(jìn)行初步驗(yàn)證。軟件計(jì)算結(jié)果表明，注鋅后冷卻劑中58Co和60Co的放射性水平（58Co和60Co活度之和）會(huì)先升高，但是隨著注鋅的持續(xù)放射性水平逐漸降低；分別在第1循環(huán)和第8循環(huán)開(kāi)始注鋅，主管道58Co和60Co的劑量率之和會(huì)降低約30%。這些預(yù)測(cè)趨勢(shì)與注鋅反應(yīng)堆的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)一致。

致謝

感謝深圳市科創(chuàng)委技術(shù)攻關(guān)重點(diǎn)項(xiàng)目（項(xiàng)目編號(hào)：JSGG20210629144537005）對(duì)此項(xiàng)工作的大力支持。

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A Model of Zinc Injection in the Primary Coolant and its Verification

HONG Liang，LI Jinggang，JIN Xin

（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen of Guangdong Prov. 518000，China）

Zinc injection in the primary coolant is an effective approach to reduce the corrosion release rate and the radioactivity level on out-of-core surfaces. In this paper, influence of zinc injection on corrosion release is established based on experimental corrosion release data. The influence of zinc injection on the fuel crud is quantitatively analyzed based on the PBR (Pilling-Bedworth ratio) analysis model. A zinc injection model is developed for CAMPSIS, an independent crud analysis software in CGN. Preliminary verification of the zinc injection model is conducted according to the operation experience of the zinc-injected plant. Calculation results of the software show that the radioactivity levels of58Co and60Co in the primary coolant will first increase after zinc injection, but gradually decrease with continuation of the zinc injection. The dose rate of the main pipes is decreased by about 30% with zinc injection in both the first and eighth cycles.

Zinc injection in primary coolant; Corrosion release; Fuel crud

TL341

A

0258-0918（2023）03-0499-05

2022-09-15

洪 亮（1988—），男，湖南衡陽(yáng)人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事一回路污垢行為研究和污垢分析軟件研發(fā)相關(guān)研究