压水堆一回路系统水化学控制的探讨.pdf

第15卷 第5／6期 重庆电力高等专科学校学报 2010年12月 V01．15 Nn．5／6 of ElectricPower Journal D户r．2010 Chongqing College 压水堆一回路系统水化学控制的探讨 李志勇，张海潮，司涛涛 (中国核电工程有限公司施工与调试部，郑州450001) 【摘要】通过对压水堆核电厂一回路系统主要材料和腐蚀类型的分析，结合一回路水化学特性，探讨压水堆普遍 采用的水化学控制措施，如硼一锂协调pH控制、一回路冷却剂水质控制、堆芯外辐射场控制等，寻求优化一回路水 化学控制方法，维护反应堆的安全运行，提高核电站的町利用率。 【关键词】压水堆；一回路系统；水化学；腐蚀 【中图分类号】T1_353 【文献标识码】A 【文章编号】1008—8032(2010)05／06-0007-04 就以片状氢化锆(ZrH¨)的形式析出，其体积比锆 O引言 基体增大13—14％，150℃以下氢化锆为脆性，因此 压水堆核电厂(PWR)具有功率密度高、结构紧氢化物的析出破坏了zr一4合金ot晶粒的完整性， 凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低 使锆合金的延性降低。氢在zr一2和zr一4合金中 等特点，是目前国际上最广泛采用的商用核电堆型， 的固溶度用下式表示： 占轻水堆核电机组总数的3／4。其以高温高压轻水 N：．99x10 o 4expf一=＼ 作为一回路冷却剂、慢化剂和二回路．工作介质，一回 ‘、8代2510’1 路冷却剂又是在强放射性辐照条件下工作。因此， 式中：Ⅳo为固溶度(ppm)；R为气体常数；T为 核电厂水化学问题，如放射性污染、设备和材料的腐 温度K。 蚀、水质的保证及控制变得非常复杂和严重。多年 反应堆中另一种氢脆破损时燃料包壳管的内氢 来，国内外很多研究机构或专家在核电厂水化学方 化破损。它是指氢化锆由燃料包壳内壁向外表呈辐 面做了大量的研究工作，通过对水化学的控制，减少 射状析出，使包壳产生裂缝，甚至贯穿管壁造成裂变 腐蚀，降低放射性污染，进而维护反应堆的运行安全 产物的泄露。是迄今为止压水堆运行中所遇到的危 和提高核电厂的可利用率，效果显著。 害最严重的问题之一，严重破坏了第一道屏障的完 本文结合秦山核电联营公司1、2撑机组，从一回 整性。 路系统的材料和腐蚀机理着手，重点探讨机组运行 缝隙腐蚀主要发生在缝隙处，如锆元件与定位 过程中一回路水化学控制方法，以期改善机组运行 格架之间、控制棒驱动机构、蒸汽发生器传热管与管 环境。 板之间的涨接处等。裂缝底部起阳极作用，裂缝表 1网讯一回路系统常见的腐蚀类型 面起阴极作用，从而在金属表面与裂缝底部之间形 成电势差引起缝内腐蚀加速。缝隙腐蚀的严重程度 及原因 主要取决于介质中的Cl一，O：，H+的浓度、温度、流 PWR大量使用了金属结构材料，其中一回路系 速和间隙的尺寸等。 统主要涉及到三种材料：zr一4合金(燃料包壳)、18 摩擦腐蚀，又称微动腐蚀，常发生在两个表面