核電廠長期冷卻階段燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積分析

(中國核動力研究設(shè)計院，四川 成都 610213)

核電廠失水事故(LOCA)發(fā)生后，安全殼內(nèi)部分金屬、保溫材料、潛在碎片等可能與噴淋液、冷卻劑以及地坑水溶液發(fā)生化學(xué)反應(yīng)形成化學(xué)產(chǎn)物?；瘜W(xué)產(chǎn)物會穿過地坑過濾器進入堆芯并在燃料組件表面析出，增加燃料組件表面沉積的碎片量，導(dǎo)致堆芯流道堵塞、包殼溫度升高等問題，影響應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)長期冷卻再循環(huán)能力[1]。

美國核管會在2003年發(fā)布的RG1.82“LOCA后長期再循環(huán)冷卻的水源(第三版)”[2]、2004年發(fā)布的GL 2004-02“壓水堆核電廠設(shè)計基準事故下碎片堵塞對應(yīng)急再循環(huán)的潛在影響”[3]等文中開始關(guān)注碎片和化學(xué)產(chǎn)物遷移至地坑過濾器下游的系統(tǒng)及設(shè)備后造成的潛在影響，即地坑過濾器下游效應(yīng)，要求各壓水堆核電廠完成相關(guān)評價并采取必要的措施。針對美國核管會提出的管理要求，西屋公司發(fā)布了WCAP-16406-P“響應(yīng)GSI-191的下游地坑碎片效應(yīng)的評估”[4]、WCAP-16793-NP“考慮再循環(huán)流體中顆粒物、纖維及化學(xué)碎片對長期冷卻的評估”[5]等文件，提供了堆外及堆內(nèi)下游效應(yīng)的評估方法，并且獲得了美國核管會的認可。

國家核安全局對核電廠安全殼地坑過濾器過渡堵塞相關(guān)問題高度重視，認為地坑過濾器堵塞是可能對核電廠安全造成重大影響的問題，在密切跟蹤國外相關(guān)問題研究進展及經(jīng)驗反饋的基礎(chǔ)上，于2012年發(fā)文要求國內(nèi)各運行核電廠開展安全殼地坑過濾器改進分析及改造，其中包括LOCA后流體中夾帶碎片的長期運行工況下，堆芯化學(xué)析出物沉淀在燃料包殼表面對燃料包殼溫度的影響[6]。

目前國際上大多通過美國西屋公司W(wǎng)CAP-16793-NP文件中推薦的方法評估核電廠長期冷卻階段潛在的化學(xué)產(chǎn)物在堆芯燃料組件表面的析出特性分析。本文根據(jù)田灣核電廠3、4號機組(以下簡稱核電廠)LOCA后安全殼內(nèi)材料特定的溶解特性及WCAP-16793-NP文件中的分析方法，對潛在的化學(xué)產(chǎn)物在堆芯燃料組件表面的析出特性進行分析，評估長期冷卻階段燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積情況，為田灣核電廠3、4號機組核電廠地坑過濾器堆內(nèi)下游效應(yīng)的評估提供依據(jù)。

1 主要分析輸入

1.1 燃料組件參數(shù)

與燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積分析相關(guān)的燃料組件特征參數(shù)包括核電廠燃料組件數(shù)量，每組燃料組件燃料棒數(shù)量、燃料棒外徑、燃料棒高度等。根據(jù)核電廠安全分析報告，燃料組件具體參數(shù)如表1所示。

表1 燃料組件特征參數(shù)

1.2 地坑環(huán)境

與燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積分析相關(guān)的地坑環(huán)境參數(shù)包括核電廠LOCA后地坑水容積、地坑水化學(xué)環(huán)境、地坑水pH、地坑水H3BO3濃度以及地坑水溫度等。根據(jù)核電廠安全分析報告，地坑環(huán)境具體參數(shù)如表2所示。

表2 地坑環(huán)境參數(shù)

1.3 材料種類及碎片量

在對核電廠安全殼內(nèi)材料現(xiàn)場進行踏勘及碎片分析的基礎(chǔ)上，確定LOCA后可能與噴淋液、冷卻劑以及地坑水溶液發(fā)生化學(xué)反應(yīng)的材料包括纖維類碎片和含鋁材料。安全殼內(nèi)含鋁材料均為鋁制標牌，由于含鋁材料是化學(xué)沉淀物形成的重要源項，核電廠計劃將鋁制標牌全部由不銹鋼標牌替代，因此在燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積分析中含鋁材料的數(shù)量為0。根據(jù)核電廠上游分析報告，LOCA后可能發(fā)生化學(xué)反應(yīng)的材料種類及數(shù)量如表3所示。

表3 材料種類及數(shù)量

1.4 保守性假設(shè)

WCAP-16793-NP分析方法對燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積分析做以下假設(shè)，以保證分析結(jié)果的保守性：

1)所有溶解的化學(xué)產(chǎn)物均會穿過地坑過濾器進入堆芯；

2)所有進入堆芯的化學(xué)產(chǎn)物均會在燃料組件表面析出；

3)化學(xué)產(chǎn)物析出后能保持其完整性，再循環(huán)流體不會減小沉積物厚度；

4)化學(xué)產(chǎn)物沉積厚度的計算依據(jù)燃料棒峰值功率。

2 材料溶解特性試驗

LOCA后堆芯沉積的化學(xué)產(chǎn)物主要由于安全殼內(nèi)含Al、Si、Ca等易形成化學(xué)沉淀物元素的材料與噴淋液、冷卻劑及地坑水溶液發(fā)生化學(xué)反應(yīng)并釋放Al、Si、Ca所致。材料溶解特性試驗研究核電廠LOCA后安全殼內(nèi)含Al、Si、Ca元素的材料在長期冷卻階段的溶解行為，獲得材料釋放Al、Si、Ca等元素的濃度，作為燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物沉積量計算的輸入。

2.1 試驗條件

材料溶解特性試驗條件包括試驗規(guī)模比例的確定、試驗溶液體積的確定、地坑水降溫曲線的模擬、地坑水化學(xué)環(huán)境的模擬、試驗材料加入量的確定等，具體參數(shù)見表4。

表4 材料溶解特性試驗參數(shù)

2.2 試驗裝置

材料溶解特性試驗裝置見圖1，由水箱、循環(huán)泵、冷卻器及配套的儀表、管路、閥門組成，該試驗裝置由中國核動力研究設(shè)計院根據(jù)核電廠LOCA后地坑過濾器化學(xué)效應(yīng)分析需求搭建，試驗裝置可模擬核電廠LOCA后地坑水化學(xué)環(huán)境、水溫變化等參數(shù)。水箱內(nèi)懸掛易析出Al、Si、Ca等元素的材料。試驗裝置管路設(shè)置取樣口，可取樣分析試驗介質(zhì)中Al、Si、Ca等元素的濃度。

圖1 試驗裝置圖Fig.1 Test device

2.3 試驗方法

材料溶解特性試驗?zāi)M核電廠LOCA后地坑H3BO3-NaOH水化學(xué)環(huán)境，將可析出Al、Si、Ca等易形成化學(xué)沉淀物元素的玻璃棉及礦物棉碎片材料浸沒于試驗介質(zhì)中，試驗?zāi)M核電廠LOCA后地坑水降溫全過程，試驗時間總計729 h。試驗過程中實時監(jiān)測試驗介質(zhì)溫度，并取樣并采用電感耦合等離子光譜發(fā)生儀(ICP)分析試驗介質(zhì)中Al、Si、Ca元素的濃度。試驗結(jié)束后，根據(jù)各元素的濃度，首先判斷LOCA后形成化學(xué)產(chǎn)物的種類，再保守性計算各化學(xué)產(chǎn)物數(shù)量，最后根據(jù)燃料組件特征參數(shù)，計算各化學(xué)產(chǎn)物的沉積厚度。

2.4 試驗結(jié)果

材料溶解特性試驗Al、Si、Ca元素濃度ICP分析結(jié)果見表5。試驗前9小時，玻璃棉及礦物棉碎片在模擬核電廠LOCA后地坑H3BO3-NaOH水化學(xué)環(huán)境中不斷釋放Al、Si、Ca元素， Al、Si、Ca元素濃度顯著增加；試驗9 h后，Al元素濃度呈明顯下降趨勢并逐漸趨于穩(wěn)定，Si、Ca元素仍呈上升趨勢直至試驗結(jié)束。

表5 材料溶解特性試驗Al、Si、Ca元素濃度ICP分析結(jié)果Table 5 ICP analysis result of Al,Si,Ca concentration

3 化學(xué)產(chǎn)物沉積分析

3.1 化學(xué)產(chǎn)物種類分析

LOCA后沉積在燃料組件表面的沉積物主要有Al的氫氧化物(以AlOOH表示)、NaAlSi3O8和Ca3(PO4)2。根據(jù)WCAP-16530-NP[7]，若該環(huán)境下溶液中[CSi]≥3.12[CAl]，則形成NaAlSi3O8；若[CSi]<3.12[CAl]，則生成NaAlSi3O8和AlOOH。根據(jù)材料溶解特性試驗結(jié)果，試驗過程中[CSi]>3.12[CAl](Si過量)，因此判斷該核電廠LOCA后形成的含Al、Si化學(xué)產(chǎn)物以NaAlSi3O8為主。此外，由于該核電廠以NaOH作為安全殼噴淋系統(tǒng)的化學(xué)添加物，雖然無PO43-存在，Ca不會形成Ca3(PO4)2，但由于LOCA后高濃度H3BO3注入堆芯，因此該核電廠LOCA后形成的含Ca化學(xué)產(chǎn)物以Ca3(BO3)2為主。綜上所述，核電廠LOCA后形成的化學(xué)產(chǎn)物主要為NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2。

3.2 化學(xué)產(chǎn)物數(shù)量計算

根據(jù)WCAP-16793-NP，化學(xué)產(chǎn)物析出量應(yīng)考慮地坑過濾器旁通的纖維類碎片的貢獻，其計算方法如下：

1)確定地坑過濾器旁通的纖維類碎片量；

2)確定修正因子，修正因子計算見式1；

(1)

式中:mMAX,Al——最大Al元素質(zhì)量，kg；

mMAX,Si——最大Si元素質(zhì)量，kg；

mMAX,Ca——最大Ca元素質(zhì)量，kg；

mbypass——旁通纖維量。

3)根據(jù)上述修正因子修正材料溶解特性試驗Al、Si、Ca元素濃度分析結(jié)果。

核電廠地坑過濾器旁通的纖維類碎片量為41.89 kg，最大Al、Si、Ca元素質(zhì)量分別為2.69 kg、261.75 kg、62.55 kg，因此確定修正因子a為1.13。根據(jù)修正因子，修正Al、Si、Ca元素濃度見表6。

表6 Al、Si、Ca元素濃度修正結(jié)果

核電廠LOCA后長期冷卻階段產(chǎn)生的NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的數(shù)量分別按式(2)、式(3)進行計算。計算結(jié)果見表7。

(2)

式中:mNaAlSi3O8——NaAlSi3O8數(shù)量，kg；

C′Al——Al元素修正濃度，mg·L-1;

V——地坑最大水容積，m3；

MNaAlSi3O8——NaAlSi3O8分子量；

MAl——Al元素原子量。

(3)

式中:mCa3(BO3)2——NaAlSi3O8數(shù)量，kg；

C′Ca——Ca元素修正濃度，mg·L-1;

V——地坑最大水容積，m3；

MCa3(BO3)2——NaAlSi3O8分子量；

MCa——Ca元素原子量。

表7 化學(xué)產(chǎn)物數(shù)量計算結(jié)果

3.3 化學(xué)產(chǎn)物沉積厚度分析

核電廠LOCA后長期冷卻階段燃料組件表面化學(xué)產(chǎn)物最大沉積厚度按式(4)進行計算。

(4)

式中:T——沉積物厚度，mm；

mMAX,NaAlSi3O8——NaAlSi3O8最大產(chǎn)生量，kg;

mMAX,Ca3(BO3)2——Ca3(BO3)2最大產(chǎn)生量，kg；

dNaAlSi3O8——NaAlSi3O8密度，kg/m3；

dCa3(BO3)2——Ca3(BO3)2密度，kg/m3；

A——燃料棒表面積，m2；

P——峰值功率密度。

根據(jù)表7，LOCA后燃料組件表面析出NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的最大數(shù)量分別為29.55 kg、139.83 kg。NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2密度分別為497 kg/m3、561 kg/m3；核電廠燃料組件共163 個，每個燃料組件含312 根燃料棒，燃料棒外徑為9.1 mm、高度3970 mm，計算得出燃料棒表面積為5769.04 m2；燃料棒峰值功率為1.2；計算得出LOCA后燃料組件表面NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的沉積厚度見表8。NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的最大沉積厚度分別為0.0124 mm和0.0518 mm。

4 結(jié)論

1)核電廠安全殼內(nèi)材料在LOCA后會釋放Al、Si、Ca等易形成化學(xué)沉淀物的元素，Al、Si、Ca元素會通過地坑過濾器進入堆芯并在燃料組件表面析出NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2。

2)LOCA后長期冷卻階段燃料組件表面NaAlSi3O8和Ca3(BO3)2的最大沉積厚度分別為0.0124 mm和0.0518 mm，燃料組件表面沉積的化學(xué)產(chǎn)物在核電廠堆芯長期冷卻性能評估中應(yīng)予以考慮。