富集硼酸在压水堆一回路水化学中的应用研究

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关于海外华龙一号核电机组硼酸制备工艺研究

关于海外华龙一号核电机组硼酸制备工艺研究摘要：硼酸是一种常见的可溶性中子毒物，常被溶解于反应堆一回路冷却剂中，吸收过量的中子，以控制反应堆的反应性。

在反应堆首次装料前，需要制备足够的硼酸溶液，以保证系统的硼冲洗需求和装料安全，在功率运行阶段还需制备一定量的硼酸溶液保证反应堆的运行安全。

本文主要介绍了海外华龙一号核电机组硼酸溶液的制备方案以及在制备过程中出现的问题和解决方法，为后续同类型机组或不同类型机组中功能相似系统的调试工作提供相应经验。

关键词：华龙一号硼酸制备优化1.引言在压水堆核电站的装料准备和功率运行过程中，需要一定数量的硼酸溶液，由反应堆硼和水补给系统（RBM）制备和提供，保证机组的装料安全和机组运行安全。

在机组装料准备阶段，需要制备大量的硼酸溶液，各系统所需的硼酸溶液浓度和数量见表1。

考虑到RBM系统硼酸溶液制备无法满足机组进程，华龙一号机组还额外引进了临时制硼装置制备硼酸溶液，保证硼酸溶液制备的工作效率。

表1 机组装料准备阶段硼酸溶液浓度和数量机组装料前硼酸制备一般分为两个阶段，第一阶段：由临时制硼装置为乏燃料水池、燃料装载井、燃料转运仓制备硼酸溶液，为燃料湿式试验提供条件。

第二阶段：由临时制硼装置为一回路相关系统（一回路容积，安注箱）、反应堆换料水池和构件池（最终排放回内置换料水箱）制备硼酸溶液。

RBM005BA制备的硼酸溶液供REB/RBM系统使用，在REB/RBM硼酸制备工作完成的情况下，RBM005BA 可将制备的硼酸溶液输送至内置换料水箱IRWST。

RBM系统硼酸溶液制备工艺简图如下：图（1）RBM系统硼酸溶液制备工艺简图RBM005BA总容积为4.2 m³，可用容积为3m³，一般制备一罐7000-7700ppm 的硼酸，液位充至1.6m，需使用5桶硼酸晶体（一桶硼酸25Kg），制备一罐硼酸大约耗时1.5小时，因为充水管管径较细，充水速度缓慢，加热器功率较低，加热缓慢，制备效率较低。

模块式小型压水堆一回路水化学参数分析

Science &Technology Vision 科技视界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(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041)【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。

先进压水堆应急情况下的硼酸需求分析

先进压水堆应急情况下的硼酸需求分析摘要：核电站在应急情况下必须保障充足的硼酸资源，目的是确保事故时硼酸能注入安全壳内和乏燃料水池，维持堆芯和乏燃料的次临界度，保证核电站在事故工况下的核安全，防止放射性向环境释放。

本文通过对某先进压水堆关键系统的硼酸需求进行分析，计算得出应急情况的硼酸需求，为电站硼酸储存提供了量化指导。

关键词：硼酸；最大需求工况；重量百分比；0 前言硼酸是核电站中用于反应性控制的重要物资，在应急情况下，通过将硼酸注入安全壳内和乏燃料水池，保证堆芯及乏燃料的安全，防止放射性向公众和环境释放。

因此，核电站最大的硼酸需求量，对核电站事故后安全有重要的指导意义。

1 硼酸资源最大需求总量分析在寿期末满功率工况到停堆换料的过程，由于温度下降，需要向一回路补含硼水，同时需要大量含硼水进行换料操作，这个工况下的硼酸的使用量最大。

如果此时发生地震叠加海啸事件，硼酸的需求量是最高的。

如此时发生二回路在安全壳内的管道断裂事故，极端情况下，两个蒸汽发生器的水容积将全部泄漏进安全壳内，降低壳内的硼浓度。

1.1主冷却剂系统RCS硼酸量RCS系统最大冷却剂质量出现在停堆换料阶段，系统已达常温常压，PXS系统隔离，安全壳内换料水箱（IRWST）向换料水池排水进行换料操作至换料要求水位，此时RCS冷却剂质量298305kg（包括化容系统净化回路的容积），硼浓度与IRWST的硼浓度相同，为1.54%重量百分比浓度（2700ppm）。

基于保守考虑，假设寿期末满负荷下RCS硼浓度为0。

则RCS系统的硼酸质量M1：298305×1.54%=4593.897（Kg）1.2 非能动堆芯冷却系统PXS硼酸量PXS系统硼酸量考虑两台蓄压箱（ACC）、两台堆芯补水箱（CMT）、一个IRWST满水的情况，其中ACC水容积48.139m3；CMT水容积70.797 m3；IRWST水容积2132 m3。

ACC和IRWST硼浓度为1.54%重量百分比浓度，CMT为2%重量百分比浓度（3500ppm）的硼酸。

反应堆压力容器硼酸腐蚀评估及控制方法建议

反应堆压力容器硼酸腐蚀评估及控制方法建议作者：赵继松来源：《科技资讯》2015年第14期摘要：反应堆压力容器（RPV）是核电站关键重要设备，硼酸泄露容易导致RPV母材、螺栓等部位发生腐蚀。

对硼酸腐蚀的机理和硼酸腐蚀过程进行细致分析，提出RPV硼酸腐蚀评估方法，并给出开展RPV硼酸腐蚀控制方法建议。

关键词：反应堆压力容器硼酸腐蚀中图分类号：TL3 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2015）05（b）-0101-02在压水堆核电站一回路系统中加入少量的硼酸，用以控制中子反应性。

在反应堆压力容器（RPV）设计过程中，内壁堆焊有奥氏体不锈钢，用于防止一回路硼酸腐蚀，但RPV的母材一般为低合金钢材料制造而成，无论是西方PWR堆型的RPV材料为508-III钢，还是俄罗斯WWER堆型的RPV材料为15Cr2NiMoVA钢，都不具备抗硼酸腐蚀能力。

在一回路冷却剂中的硼酸与RPV低合金钢接触后就发生硼酸腐蚀。

现已在西方型反应堆上观察到压力容器顶盖、密封环、封头螺栓和仪表管等部位发生了因硼酸泄漏而导致材料腐蚀损伤的事件；在WWER型压力容器控制棒驱动管嘴法兰和压力容器顶盖封头螺栓的丝扣周围也发生了硼酸的少量泄露[1-3]。

1 硼酸腐蚀机理硼酸被认为是一种弱酸，但当硼酸溶液泄漏至RPV顶盖外表面和主螺栓等热表面时，硼酸中的水蒸发，然后留下浓缩的硼酸溶液，最终形成硼酸结晶，在95℃下饱和硼酸溶液的pH 值小于3，具有很强的腐蚀性。

引起硼酸耗蚀的因素包括杂质、氧气、环境温度、环境PH值、流体流速等。

杂质会导致环境电导率上升，也会导致金属表面钝化膜破坏，从而导致腐蚀的增加。

氧浓度会促进金属表面Fe2O3的形成，加快腐蚀速率。

高温会使硼酸水溶液蒸发浓缩，加速金属腐蚀，但水完全蒸发后，残留的干燥硼酸晶体的腐蚀性并不是很强。

硼酸PH值对RPV材料的腐蚀速率关系曲线见图1，当pH升高到强碱性范围也会加快腐蚀速率。

硼酸水溶液/蒸气对高温金属表面的冲刷会加快均匀腐蚀[4]。

模块式小型压水堆一回路水化学参数分析

模块式小型压水堆一回路水化学参数分析作者：谢杨宋波王亮李毅张玉龙来源：《科技视界》2016年第09期【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。

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]。

核电站压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究

压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究发布者：张野, 王晓放, 介红恩发布时间：2010-2-2 12:23:00内容摘要作为调节核电站反应性的可溶毒物，硼酸广泛应用在压水堆冷却剂中。

通过对其浓度的调节来控制长期反应性的变化。

本文采用CFD手段对混流式核主泵的叶轮在多工况点下进行三维湍流流动数值模拟，得到了含有清水和不同浓度硼酸溶液作为工作介质的核主泵扬程、效率及功率等性能特性参数。

结合实验数据，在压水堆安全工况下分析了冷却剂中硼酸浓度对核主泵水力特性参数的影响，并通过与清水介质比对，得到即使在极限硼酸浓度下冷却介质中硼酸浓度亦对核主泵性能影响较小的结论。

研究结果可提高对核主泵性能预测的准确性，并对采用清水作为模拟介质的可行性提供理论依据。

正文文字大小：大中小反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump, RCP )又称核主泵，用于驱动高温、高压放射性冷却剂，使其循环流动，并连续不断地把核反应堆堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器，是一回路主系统中唯一高速旋转的设备[1]。

当今世界上压水堆核电站广泛采用在冷却剂中添加硼酸进行反应性调节的方法，而硼酸溶液与普通清水相比，两者对核主泵等过流部件是否会产生不同影响？其对工质溶液的粘度、密度等物性参数的影响程度将直接关系到核主泵水力模型设计以及主泵性能参数如：流动损失、扬程、效率及轴功率等。

目前，国内、外学者对于核反应堆一回路中硼酸溶液的研究主要集中在对一回路材料腐蚀的影响、硼稀释以及LOCA事故等方面, 获得一些重要结论[2~5]，对核主泵数值分析方面的研究主要集中在假设以清水作为工质情况下对其内部速度、压力场分布的预测[6~7]，其中对于硼酸溶液的物性对核主泵的影响研究尚未涉及。

本文针对多流量工况和冷却剂中含有不同浓度硼酸溶液的多方案条件下进行数值研究，分析清水与硼酸溶液对核主泵性能影响的差异，着重研究了硼酸浓度对过流部件性的影响程度，并对使用数值计算方法预测核主泵性能中采用清水作为模拟介质的可行性进行分析。

压水堆核电站-回路冷却剂系统中硼酸基体对锂含量测定影响的研究

作，本法就是对现有分析方法加以改进来提高硼酸体系中锂含量测定的准确性。
ｌ实验部分
１１仪器及工作条件．
仪器：Ｅ３０型原子吸收光谱仪。Ｐ０
收稿日期：２００７一ｏ６—１５
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６３・
维普资讯
２００７年
广东微量元素科学ＧＡＧ０ＧＷＥＬＡＧＹＡＳＥＵＵＮＤＮ８期
工作条件：环境温度２ｑ３Ｃ；湿度６％；灯电流１Ａ；狭缝０７ｎ０５ｍ．ｍ；波长６０８ｎ７．ｍ；样
品吸喷量为４ｍ／ｉ；乙炔流量为０５ＬｍｎＬｍｎ．／ｉ；空气流量为４０Ｌｍｎ．／ｉ。１２试剂、标准溶液及样品．
压水堆核电站一回路冷却剂系统中硼酸基体对锂含量测定影响的研究
万艮方清良
（亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳５８２）大１１４
摘要：为解决压水堆（ＷＲ）核电站一回路冷却剂系统中硼酸溶液对锂含量测定的影响，对原Ｐ
中图分类号：Ｏ６７３５．１文献标识码：Ａ
压水堆核电站一回路系统水中锂含量的测量与控制是化学监督的重要环节，一回路冷却剂系
统设备和管道的表面虽然都是由不锈钢材料制成，但如果水中含有氧或其它有害物质，仍然会使这些材料受到腐蚀，缩短设备的使用寿命，而固体腐蚀产物经中子照射后变成了新的辐射源。冷却剂中的ｐＨ值的高低对材料的腐蚀速率具有很大的影响，水呈弱碱性时对不锈钢材料的腐蚀速率最低，大亚湾核电站是通过控制一回路氢氧化锂的含量来调节水的ｐＨ值呈弱碱性，以避免或减少材料受到腐蚀。另外，对于大亚湾和岭澳核电站机组在１０功率下５０ｍ／ｇ的硼每１ｄ０％０ｇｋ

压水堆一回路腐蚀产物沉积及放射性积累模拟研究进展

压水堆一回路腐蚀产物沉积及放射性积累模拟研究进展谢杨1韩旭2谢海燕1赖建永1杨钊1陈爽1单文博1矫彩山*2（1、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都6101412、哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江哈尔滨150001）1概述从1986年以来，世界各地的核能力以年均1.5%的增长速度增长，而核能发电的增长率几乎是这个速度的两倍。

这一增长很大程度上是由于现有核电站效率的改善和产能的增加，但是同时也造成压水堆换料周期的延长和功率的提高，导致了燃料元件表面腐蚀产物沉积（CRUD ）的增加。

CRUD 来源是由于反应堆一回路结构材料向冷却剂中腐蚀释放腐蚀产物，这些腐蚀产物会随冷却剂迁移并在堆芯燃料元件表面发生沉积。

CRUD 是具有多孔结构的Fe-Ni-Cr 尖晶石氧化物，在燃料元件表面厚度能够达到75μm 。

当发生过冷泡核沸腾时，冷却剂中硼和锂元素会在CRUD 的多孔结构中富集，导致燃料元件轴向功率偏移异常（AOA ）或CRUD 诱导功率偏移(CIPS)，将影响反应堆的正常运行甚至造成反应堆停堆维修。

因为冷却剂中腐蚀产物生成、迁移、沉积和活化等过程，所以CRUD 形成建模与一回路结构材料表面放射性积累建模常常密不可分。

在一回路冷却剂中主要发生以下过程：(1)在一回路冷却剂条件下，主管道、蒸汽发生器和主泵等结构材料基体金属表面发生腐蚀向冷却剂中释放金属离子；(2)在冷却剂、电化学平衡和平衡热力学的作用下，结构材料表面腐蚀形成的腐蚀层和存在的沉积层会发生溶解或者侵蚀，向冷却剂中释放金属离子或者金属颗粒；(3)腐蚀产物随冷却剂迁移到堆芯，一部分腐蚀产物沉积在燃料元件表面并吸收中子具有放射性；(4)在堆芯沉积并活化的腐蚀产物在冷却剂作用下再次返回到冷却剂中，随冷却剂迁移到堆芯外并沉积到结构材料表面。

显然，如果以上的过程不断重复，最后将导致堆芯外出现放射性区域，对工作人员造成危害。

研究CRUD 形成机理，从而提出降低CRUD 形成的方法有重要的理论意义和实际价值。

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王琳，任云
（１．环境保护部核与辐射安全中心，北京１０００８２；２．中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都６１００４１）
摘要：压水堆核电厂一般采用天然硼来控制反应性。在核电厂实施长循环燃料管理后，寿期初硼浓度较
高在役核电厂的经济性。关键词：核电厂；一回路水化学；富集硼酸（ＥＢＡ）中图分类号：ＴＬ４１３文章标志码：Ａ文章编号：Ｏ２５８一Ｏ９１８（２０１３）０１－００４４ — ０５
ＳｔｕｄｙｏｎｔｈｅａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｏｆｅｎｒｉｃｈｅｄｂｏｒｉｃａｃｉｄｉｎＰＷＲｐｒｉｍａｒｙｗａｔｅｒｃｈｅｍｉｓｔｒｙ
ＷＡＮＧＬｉｎ。ＲＥＮＹｕｎ
（１．ＮｕｃｌｅａｒａｎｄＲａｄｉａｔｉｏｎＳａｆｅｔｙＣｅｎｔｅｒ，ＭＥＰ，Ｂｅｉｊｉｎｇ，１０００８２；
２．ＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙｏｎＲｅａｃｔｏｒＳｙｓｔｅｍＤｅｓｉｇｎＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙＩａｂｏｒａｔｏｒｙＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＣｈｉｎａ，ＣｈｅｎｇｄｕｏｆＳｉＣｈｕａｎＰｒｏｖ．６１００４１）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｎａｔｕｒａ１ｂｏｒｉｃａｃｉｄｉＳｕｓｅｄｉｎＰＷＲｓａｓｃｈｅｍｉｃａｌｓｈｉｍｔｏｃｏｎｔｒｏｌｅｘｃｅｓｓｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ．Ａｆｔｅｒｔｈｅｉｍｐｌｅｍｅｎｔｏｆｌｏｎｇ — ｃｙｃｌｅｆｕｅｌｍａｎａｇｅｍｅｎｔ，ｂｏｒｏｎｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎｗｉｌｌ
ｉｍｐｏｒｔａｎｔｔｏｉｍｐｒｏｖｅｔｈｅｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｏｆＮＰＰｐｒｉｍａｒｙｗａｔｅｒｔｒｅａｔｍｅｎｔ．

Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＰＷＲ；ＰｒｉｍａｒｙＷａｔｅｒＣｈｅｍｉｓｔｒｙ；ＥｎｒｉｃｈｅｄＢｏｒｉｃＡｃｉｄ（ＥＢＡ）
高，增加了水化学控制的压力。本文开展了富集硼酸（ＥＢＡ）在一回路水化学中的应用可行性及其对相关水质处理系统的影响分析。研究表明一回路采用ＥＢＡ有助于降低结构材料的腐蚀和堆外辐射场，提
第３３卷
２０１３年
第１期
３月
核科学与工程
ＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
Ｖｏ１．３３ＮＯ．１
Ｍａｒ．２０１３
富集硼酸在压水堆一回路水化学中的应用研究
ｂｅｉｎｃｒｅａｓｅｄ，ａｎｄｗａｔｅｒｃｈｅｍｉｓｔｒｙｃｏｎｔｒｏｌｌｉｎｇｗｉｌｌｂｅｃｏｍｅｍｏｒｅｄｉｆｆｉｃｕｌｔ．Ｔｈｅｐａｐｅｒａｎａｌｙｚｅｓｔｈｅｆｅａｓｉｂｉｌｉｔｙｏｆｅｎｒｉｃｈｅｄｂｏｒｉｃａｃｉｄ（ＥＢＡ）ｕｓｅｄｉｎｔｈｅｐｒｉｍａｒｙｓｙｓｔｅｍｏｆｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｓ（ＮＰＰｓ）ａｎｄｔｈｅｉｎｆｌｕｅｎｃｅｔｏｃｏｒｒｅｌａｔｉｖｅｗａｔｅｒｃｈｅｍｉｃａｌｔｒｅａｔｍｅｎｔｓｙｓｔｅｍｓ．ＴｈｅｓｔｕｄｙｓｈｏｗｓｔｈｅＥＢＡｃａｎｒｅｄｕｃｅｔｈｅｃｏｒｒｏｓｉｏｎｒａｔｅｏｆｔｈｅｐｒｉｍａｒｙｓｙｓｔｅｍｍａｔｅｒｉａｌｓａｎｄｒａｄｉａｔｉｏｎｆｉｅｌｄ，ｉｍｐｒｏｖｅｔｈｅｅｃｏｎｏｍｙｏｆｔｈｅｉｎ — ｓｅｒｖｉｃｅＮＰＰｓ．Ｉｔｗｉｌｌｂｅ