壓水堆中燃料污垢的輻照時(shí)間分析研究

張曉茜，付鵬濤

壓水堆中燃料污垢的輻照時(shí)間分析研究

張曉茜，付鵬濤*

（中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518026）

壓水堆燃料污垢除了可能引起堆芯軸向功率偏移異常（CIPS）和燃料包殼局部腐蝕（CILC）之外，還與一回路活化腐蝕產(chǎn)物及其形成的輻射場密切相關(guān)。不同的燃料污垢輻照程度會(huì)導(dǎo)致一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)水平的差異。本文建立了通過特征比活度法確定燃料污垢輻照行為的分析模型，得到燃料污垢中的母子核數(shù)量比及54Mn/59Fe活度比與輻照時(shí)間的單調(diào)關(guān)系。通過分析得到，在測量數(shù)據(jù)充足的前提下，應(yīng)建議優(yōu)先使用54Mn/Fe核素進(jìn)行輻照時(shí)間分析。對(duì)CPR1000機(jī)組的分析結(jié)果表明，通過54Mn/59Fe和58Co/Ni比值法得到燃料污垢在堆芯的輻照時(shí)間約為100天，且54Mn/59Fe方法更可靠。分析還得到停堆期間燃料污垢中Ni的釋放速度比58Co釋放更快。本文提供的燃料污垢輻照時(shí)間評(píng)價(jià)方法和結(jié)果可為燃料污垢及活化腐蝕產(chǎn)物模型提供基準(zhǔn)，為運(yùn)行電廠進(jìn)行燃料污垢數(shù)據(jù)測量提供比對(duì)和參考，同時(shí)也為核電廠集體劑量優(yōu)化提供一種思路。

燃料污垢；腐蝕產(chǎn)物；集體劑量；特征比活度；輻照時(shí)間

在壓水堆運(yùn)行期間，一回路金屬材料與冷卻劑接觸的表面釋放的腐蝕產(chǎn)物隨冷卻劑流經(jīng)堆芯時(shí)沉積在燃料包殼及格架表面，形成燃料污垢（Fuel Crud或CRUD）。燃料污垢在中子輻照后產(chǎn)生放射性并釋放至一回路系統(tǒng)形成活化腐蝕產(chǎn)物，這將成為停堆換料期間電廠人員集體劑量的主要來源[1,2,3]。因此燃料污垢行為除了可能導(dǎo)致軸向功率偏移異常（CIPS）和燃料包殼局部溫度上升引起的腐蝕（CILC）之外，還與一回路劑量率及人員集體劑量密切相關(guān)[4,5]。

世界范圍內(nèi)的壓水堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)顯示，即使不同的機(jī)組使用了相似的一回路金屬材料、冷卻劑水化學(xué)控制條件及凈化效率，一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)水平仍存在量級(jí)上的差異，這可能是燃料污垢行為的不同導(dǎo)致的。燃料污垢行為包括燃料污垢的數(shù)量、成分、在堆芯內(nèi)的分布、向冷卻劑的再釋放行為及其隨時(shí)間的變化。這些行為非常復(fù)雜，通常需要結(jié)合理論模擬與電廠或?qū)嶒?yàn)室污垢測量數(shù)據(jù)來開展研究。目前國內(nèi)大部分核電廠都不直接測量燃料污垢，相關(guān)的理論研究也較少。本文介紹了壓水堆中燃料污垢的產(chǎn)生原理，建立了通過特征比活度確定燃料污輻照時(shí)間的理論，并通過核電廠測量數(shù)據(jù)進(jìn)行了驗(yàn)證。

1　燃料污垢介紹

一回路活化腐蝕產(chǎn)物是壓水堆核電廠一回路劑量率和人員集體劑量的主要來源，是輻射防護(hù)的重要基礎(chǔ)。分析不同壓水堆的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，發(fā)現(xiàn)即使系統(tǒng)設(shè)計(jì)相似的壓水堆，一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)水平仍可能存在較大差異。這對(duì)核電廠降低活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)水平及集體劑量優(yōu)化造成很大困擾。圖1為通過世界范圍內(nèi)5臺(tái)百萬千瓦級(jí)壓水堆的一回路冷卻劑中58Co測量活度范圍[6-8]。這些機(jī)組均采用傳熱管為Inconel 690合金的蒸汽發(fā)生器，水化學(xué)條件相近，但58Co活度的差異可高達(dá)2～3個(gè)數(shù)量級(jí)，這可能與燃料污垢行為有關(guān)。燃料污垢數(shù)量及輻照時(shí)間的不同，將導(dǎo)致釋放至一回路的活化腐蝕產(chǎn)物的差異。本文將對(duì)燃料污垢輻照行為進(jìn)行初步探討。

圖1　5臺(tái)壓水堆冷卻劑58Co比活度范圍

燃料污垢在一回路系統(tǒng)的行為是非常復(fù)雜的，其初始來源為一回路系統(tǒng)中設(shè)備和部件與冷卻劑接觸后發(fā)生的腐蝕釋放。燃料污垢及一回路內(nèi)的腐蝕產(chǎn)物形成和遷移示意圖如圖2所示。腐蝕產(chǎn)物以離子態(tài)和顆粒態(tài)釋放至冷卻劑中，隨冷卻劑流經(jīng)堆芯并發(fā)生沉積形成燃料污垢。燃料污垢受中子輻照后活化產(chǎn)生放射性，污垢增厚至一定程度或者受到外界擾動(dòng)時(shí)又會(huì)重新向冷卻劑中釋放，釋放至冷卻劑中的活化腐蝕產(chǎn)物被攜帶至堆外再次沉積在管道及設(shè)備表面，部分還會(huì)滲透至氧化膜深處，形成停堆后的輻射場。腐蝕產(chǎn)物在一回路系統(tǒng)的行為是循環(huán)往復(fù)和動(dòng)態(tài)變化的。

圖2　燃料污垢和腐蝕產(chǎn)物的形成和遷移示意圖

在發(fā)生過冷泡核沸騰（SNB）的燃料表面污垢通常較多。當(dāng)燃料包殼表面強(qiáng)制對(duì)流換熱系數(shù)不足以帶走燃料棒產(chǎn)生的熱量時(shí)，就會(huì)發(fā)生SNB，隨后包層表面發(fā)生局部沸騰，這是影響CRUD沉積風(fēng)險(xiǎn)的關(guān)鍵因素。SNB過程為腐蝕產(chǎn)物在包殼表面沉積和濃縮提供了一種機(jī)制，一旦CRUD沉積，冷卻劑中的添加物（例如硼酸、氫氧化鋰）或者污染物（例如58Co、60Co）均可以在多孔的CRUD中沉積[9,10]。實(shí)際上沉積也發(fā)生在非沸騰表面，例如一回路管道和設(shè)備表面。在非沸騰區(qū)域的沉積中，蒸汽發(fā)生器表面因面積占比大而占主導(dǎo)地位。未經(jīng)歷SNB的燃料棒表面也會(huì)發(fā)生沉積，但與沸騰表面相比，沉積的幅度相對(duì)較小。

世界范圍內(nèi)很多壓水堆燃料在較高功率組件中經(jīng)歷了一定程度的SNB。1976年Beznau 核電廠對(duì)1號(hào)機(jī)組的35組卸料燃料組件進(jìn)行了檢查，發(fā)現(xiàn)污垢厚度達(dá)到10～20 μm[11]。污垢成分主要是鎳鐵酸鹽，還有少量的金屬鎳及鎳的氧化物。

2　燃料污垢分析方法

燃料污垢分析方法包括直接取樣分析以及結(jié)合換料停堆數(shù)據(jù)的間接分析等。考慮到國內(nèi)大部分核電廠未對(duì)燃料污垢進(jìn)行取樣分析，本研究中重點(diǎn)介紹后者，即“特征比活度法”。該方法可以用來評(píng)價(jià)污垢在燃料循環(huán)內(nèi)的輻照時(shí)間，為研究燃料污垢行為及活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)提供基準(zhǔn)[12]。

2.1　直接分析法

對(duì)燃料污垢進(jìn)行取樣檢測是確定燃料污垢的最直接方法，具體方法包括燃料污垢厚度測量、孔隙率和密度測量、電鏡掃描/能譜分析、電感耦合等離子體質(zhì)譜儀分析（ICP）、伽馬譜分析等[13]。

（1）燃料污垢厚度測量。用于測量燃料污垢厚度的手段包括橫切片掃描電鏡觀察、裂縫面掃描電鏡觀察、光鏡影長度法等。通過厚度測量可以獲得燃料污垢在燃料表面的增長情況。

（2）孔隙率和密度測量。孔隙率和密度測量最常用的是掃描電鏡成像及圖像分析，其次是電鏡能譜分析。

（3）電鏡掃描/能譜分析。用X射線能譜儀結(jié)合掃描電子顯微鏡可以測定CRUD顆粒和薄片的元素含量。

（4） ICP元素分析。采用ICP元素分析法能夠測定CRUD的組成和濃度。用這種技術(shù)之前需要先將樣品溶解。

（5）伽馬譜分析。伽馬譜測量系統(tǒng)與電鏡掃描或能譜分析系統(tǒng)類似，使用高純鍺探測器探測燃料污垢樣品中放射性核素釋放的伽馬射線強(qiáng)度，通過計(jì)算機(jī)系統(tǒng)得到各放射性核素的活度。

2.2　特征比活度法

沉積在燃料表面的腐蝕產(chǎn)物被中子輻照后會(huì)產(chǎn)生放射性。通過測量換料期間燃料污垢釋放形成的活化腐蝕產(chǎn)物的放射性總量及其母核元素的質(zhì)量，可以估算出燃料污垢在堆內(nèi)輻照的時(shí)間，這種方法稱為“特征比活度法”。以下對(duì)“特征比活度法”進(jìn)行詳細(xì)說明和推導(dǎo)。放射性核素在燃料表面的產(chǎn)生率如下：

——燃料污垢輻照時(shí)間，s；

進(jìn)而得到核素的活度：

輻照時(shí)間可通過下式計(jì)算：

由（6）式可知特征比活度與輻照時(shí)間之間存在一一對(duì)應(yīng)關(guān)系。通過研究核素對(duì)的特征比活度，可以為研究燃料循環(huán)內(nèi)沉積物的遷移和重新分布提供重要價(jià)值，為建立腐蝕產(chǎn)物遷移和活化模型提供基準(zhǔn)，為電廠實(shí)施燃料污垢刮片測量或者超聲清洗測量提供參考。

對(duì)于典型CPR1000機(jī)組，采用上述方法計(jì)算得到58Co、60Co、51Cr、54Mn、59Fe的特征比活度如圖3所示。放射性核素的特征比活度隨著時(shí)間的推移而增加，受核素衰變影響，增速逐漸變慢。最初活度積累占主導(dǎo)地位，但在足夠長時(shí)間后，母核與子核的產(chǎn)生速度等于子核的衰變速度，此時(shí)放射性活度達(dá)到“飽和”。由于不同子核有不同的半衰期，每一對(duì)母核與子核達(dá)到“飽和”狀態(tài)的時(shí)間不同。以燃料污垢主要成分Ni及其生成物58Co為例，58Co/Ni的飽和值約為36 GBq/g，即1 Ci/g左右，這與參考文獻(xiàn)［12］的結(jié)論（1.26 Ci/g）基本一致。

圖3　燃料污垢中各核素對(duì)的核素特征比活度

燃料污垢樣品中各種元素在燃料表面的停留時(shí)間可以通過分析特征比活度活度計(jì)算值和其活度飽和值來確定。58Co/Ni、59Fe/Fe和51Cr/Cr的特征比活度在100天左右即趨于平衡，用來計(jì)算的停留時(shí)間可能是不準(zhǔn)確的，但Ni是燃料污垢的主要成分，58Co是輻射防護(hù)的主要核素，通常58Co/Ni較其他核素對(duì)具有更多的測量數(shù)據(jù)，以此為基礎(chǔ)的分析仍具有參考價(jià)值。54Mn/Fe和60Co/Co在較長時(shí)間才達(dá)到飽和狀態(tài)，適合作為典型核素進(jìn)行分析。但一回路材料向冷卻劑釋放的鈷很少，其作為示蹤元素經(jīng)常難以測得。在54Mn/Fe數(shù)據(jù)對(duì)充足的情況下，54Mn/Fe是比較理想的確定燃料污垢特征的分析指標(biāo)。

3　CPR1000機(jī)組結(jié)果分析與討論

采用第2章的分析方法對(duì)CPR1000機(jī)組的燃料污垢行為進(jìn)行分析。大部分機(jī)組在大修停堆期間僅對(duì)一回路冷卻劑伽馬譜進(jìn)行測量，少數(shù)機(jī)組還測量了一回路冷卻劑中鎳、鐵等元素濃度，但均未測量化容控制系統(tǒng)中樹脂和過濾器中的腐蝕產(chǎn)物移除總量。本節(jié)分別采用機(jī)組停堆期間隨時(shí)間變化的58Co/Ni和54Mn/59Fe確定燃料污垢的輻照時(shí)間。某典型的CPR1000機(jī)組停堆氧化期間的腐蝕產(chǎn)物活度的典型變化趨勢如圖5所示。

圖4　污垢輻照時(shí)間與的關(guān)系

圖5　典型CPR1000機(jī)組停堆氧化期間的腐蝕產(chǎn)物活度

收集了4臺(tái)CPR1000機(jī)組在9個(gè)循環(huán)停堆氧化期間的鎳、鐵濃度及一回路伽馬譜測量數(shù)據(jù)。一回路冷卻劑中58Co活度和Ni濃度的分布如圖6所示。58Co活度和Ni濃度大致符合經(jīng)過原點(diǎn)的線性關(guān)系，說明58Co和Ni的生成和釋放是相伴相生的。擬合直線的斜率反映了燃料污垢中Ni元素被中子活化的程度。相比其他機(jī)組，機(jī)組C的Ni活化成58Co的程度更高。用58Co/Ni特征比活度計(jì)算得到對(duì)應(yīng)燃料污垢的輻照時(shí)間如圖7所示。將58Co/Ni數(shù)據(jù)對(duì)按照時(shí)間的順序進(jìn)行編號(hào)，可見輻照時(shí)間分布較為離散，且每個(gè)停堆換料期間輻照時(shí)間近似隨停堆時(shí)間線性增加，直至100天左右。這可能是因?yàn)槿剂衔酃干螻i的釋放速度比58Co更快。這些較小的時(shí)間點(diǎn)實(shí)際沒有特定的物理意義，因此采用58Co/Ni特征比活度法分析輻照時(shí)間具有一定的局限性，但作為燃料污垢主要成分，58Co/Ni方法仍具有一定的分析參考價(jià)值。

圖6　CPR1000機(jī)組停堆期間的冷卻劑58Co比活度和Ni濃度的關(guān)系

圖7　58Co/Ni特征比活度法得到的燃料污垢輻照時(shí)間

為排除不同元素釋放行為的影響，本文還分析了通過停堆期間冷卻劑特征核素活度比值54Mn/59Fe確定燃料污垢的輻照時(shí)間。CPR1000機(jī)組5個(gè)循環(huán)測量到的54Mn活度與59Fe活度的關(guān)系如圖8所示，二者呈現(xiàn)明顯的正相關(guān)性。根據(jù)公式（6）計(jì)算得到對(duì)應(yīng)的燃料污垢的輻照時(shí)間，結(jié)果如圖9所示。由54Mn/59Fe得到的燃料污垢輻照時(shí)間大多數(shù)集中分布在100天左右，這代表了堆芯所有燃料組件的燃料污垢在堆芯的平均輻照時(shí)間。圖中的離群點(diǎn)無實(shí)際物理意義。

瑞典Ringhals 4號(hào)機(jī)組對(duì)燃料組件進(jìn)行了超聲清洗并測量了燃料污垢中的放射性核素比活度，用54Mn/59Fe得到的燃料污垢輻照時(shí)間為140天[14]，與本文分析結(jié)果相當(dāng)。

圖8　CPR1000機(jī)組停堆期間54Mn與59Fe的關(guān)系

圖9　54Mn/59Fe與燃料污垢輻照時(shí)間的分布

4　結(jié)論

本文闡述了燃料污垢的形成機(jī)理，建立了基于特征比活度法評(píng)價(jià)燃料污垢輻照行為的模型，通過母子核的特征比活度確定燃料污垢的輻照時(shí)間。結(jié)合CPR1000的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，建議優(yōu)先通過54Mn/59Fe或54Mn/Fe特征比活度確定燃料污垢的輻照時(shí)間。本文提供的燃料污垢輻照行為評(píng)價(jià)方法和結(jié)果可為燃料污垢模型開發(fā)提供基準(zhǔn)，為核電廠將來開展燃料污垢數(shù)據(jù)測量提供參考。

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Study on the Irradiation Time of Fuel Crud in PWRs

ZHANG Xiaoqian，F(xiàn)U Pengtao*

（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen of Guangdong Prov.518026，China）

The characteristics and behaviour of PWR fuel crud are not only closely related to the risks of CRUD-induced power shifts (CIPS) and CRUD-induced localized corrosion (CILC), but also related to the activated corrosion product activity and the plant radiation field build-up. Different irradiation rates of the fuel crud lead to different rates of formation of the corrosion product radionuclides. A model of fuel crud irradiation time based on specific activity method is established in this paper, and the monotone relationship between the irradiation time and the amount ratios of daughter nuclide andparent element as well as the54Mn/59Fe activity ratio are obtained. The study in this paper show that the specific activity based on54Mn/Fe is most reliable to analysze the irradiation time, provided there are enough measured data. Analysis of CPR1000 PWRs based on54Mn/59Fe and58Co/Ni indicate that the irradiation time is about 100 days, and the54Mn/59method is more reliable. It is also found out that the release of Ni is faster than that of58Co in this paper. The valuation method and results of fuel crud irradiation behavior presented in this paper can provide a benchmark for the development of fuel crud and activity transport model as well as provide a comparison and reference for the fuel crud measurement in operating plants. In addition, it also provide a way of thinking for the collective dose optimization of PWRs.

Fuel crud; Corrosion product; Collective dose; Specific activity; Irradiation time

TL48

A

0258-0918（2023）03-0510-07

2022-09-29

國家自然科學(xué)基金針對(duì)堆芯氧化腐蝕產(chǎn)物材料-熱工-中子行為的多物理耦合機(jī)理研究（U20B2011）和中國廣核集團(tuán)壓水堆燃料運(yùn)行零破損關(guān)鍵技術(shù)研究（No.3100121513）

張曉茜（1989—），女，山東棗莊人，工程師，碩士，現(xiàn)從事反應(yīng)堆源項(xiàng)和水化學(xué)方面研究

付鵬濤，E-mail：fupengtao@cgnpc.com.cn