【AP1000压水堆机组概述2900字】

3AP1000压水堆机组概述为了全面掌握以非能动技术为主的第三代核电技术，2008年2月15日，国务院第209次常务会议正式批准“大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案”[2]。由浙江三门核电站以及山东海阳核电站引进美国西屋公司研发的AP1000压水堆机组[3],同时第三代核电技术逐步消化及其技术创新也在全面深入开展[4]。AP1000采用“非能动”安全系统，在突发情况下,仅利用其自然规律便可以驱动安全系统,发生事故后3天内便可以有效地依靠非能动安全系统来保障核电厂的安全[5]。1.1主工艺设备的材料问题AP1000压水堆机组一回路设备所使用的材料主要是以304和F316类型为主的不锈钢，以及以ALLOY690为主的镍基合金。这两者虽然具有耐腐蚀和抗高温的优点，但是根据以往的经验，在长期的压水堆一回路工况下，经常会发生应力腐蚀开裂和晶间腐蚀等问题[6]。由于核电运行过程中的关键材料失效很有可能给人们带来难以想像的后果,所以进行核电运行过程中针对腐蚀的研究无疑是一个重要工作。据国家相关部门统计,在各大核电站老化监测和管理的范围内,涉及到核电站腐蚀问题的关心和监测对象约占其中总数的比例远远大于60%[7，8]，由于腐蚀引起的财产和经济损失高度达到了核电站总成本的17.9%左右[9]。同时,反应堆一回路主工艺设备的材料上所沉积的活化腐蚀产物也是影响核电站集体剂量的主要因素[10]。一回路冷却剂对材料的腐蚀作用产生腐蚀产物，一回路主工艺设备中的不锈钢和镍基合金会比堆芯材料的锆合金产生更多的腐蚀产物[10，11]。腐蚀产物在冷却剂载带下进入堆芯，然后沉积或活化，活化产物大部分是58Co,但是58Co的半衰期很短，所以在几个燃料周期循环过后，60Co会成为主要的活化腐蚀产物[12]。并会随着冷却剂沉积在一回路主工艺设备的材料表面。因此，保护主工艺设备材料的完整性，控制和减少应力腐蚀开裂、晶间腐蚀以及腐蚀产物，是核电站工作的重中之重。1.2反应堆注锌技术上世纪80年代，GeneralElectricCompany发现，使用黄铜管道作为冷凝管的沸水堆，其堆芯外管道的辐射场明显低于使用不锈钢作为冷凝管的沸水堆[13-15]。工作人员检测后发现，回路中锌离子浓度为5-15ppb，分析是因为黄铜管道中的锌被腐蚀，并进入到回路，使得回路主工艺设备材料的氧化膜更稳定，从而阻碍了60Co的释放。后来为减少腐蚀，用锆合金管代替了黄铜管，为降低辐射场，从1983年起沸水堆开始采用注锌技术[16]，如图1.2为使用不锈钢冷凝管和黄铜冷凝管的剂量率。图1.2不锈钢冷凝管(上)和黄铜冷凝管(下)的剂量率[17]80年代末，加拿大原子能有限公司(AtomicEnergyofCanadaLimited,AECL)针对重水反应堆，开展了注锌实验[18]。实验结果表明，加锌可以明显地降低回路设备材料氧化膜中60Co的浓度，从结构上来看，加锌后氧化膜的厚度较薄，但是结合更加紧密。90年代初，美国西屋公司开始了一回路冷却剂注锌实验[19]，研究其对一次侧应力腐蚀开裂(PWSCC-PrimaryWaterStressCorrosionCracking)的影响，实验结果表明，一回路冷却剂加锌对PWSCC、材料表面氧化膜生长以及腐蚀产物的释放速率均有很好的抑制作用。为了预防一次侧应力腐蚀开裂并且减缓材料的腐蚀，Farley核电站2号机组于1994年开始向反应堆一回路冷却剂中以注入醋酸锌来完成注锌工作，从第10个燃料循环周期开始加醋酸锌溶液，浓度为30-40ppm，这是世界首次采用一回路注锌技术的压水堆[20，21]｡初期，58Co的放射性活度增加了30倍、60Co的放射性活度增加了5倍,经分析此现象是因为加入的锌将材料氧化膜中的钴置换出来了,而被置换出的放射性58Co和60Co则经一回路系统循环净化｡注入醋酸锌8个月后,检测后该机组的辐射剂量减少了24%。分析是因为一回路冷却剂中加锌使的其材料表面的氧化膜更加致密和稳定，从而抑制了腐蚀产物的释放，并影响了积垢厚度。分析结果表明，采用一回路加锌技术的2号机组，其污垢厚度明显减少，只有0.4μm左右[21]，而Farley核电厂1号机组在一回路没有加锌的条件下，其积垢厚度为十倍于2号机组，达到6μm。此外，蒸汽发生器的传热管道，其材料为690镍基合金，在一回路加锌后，没有发生应力腐蚀开裂的现象，并且堵管数量显著降低[20]，辐射剂量率也明显减少[22]。德国的压水堆核电站在进行一回路冷却剂注锌后,其以800合金为主要材料的蒸汽发生器传热管的剂量率以15%左右的速率逐年递减,5年后核电站的高辐射区域减少了一半[23][24]｡压水堆核电站注锌的时间与一回路冷却剂中的物质有关,不同电厂锌对腐蚀程度和活化腐蚀产物的影响也不同,取决于反应堆一回路主工艺设备的材料表面氧化膜的物理化学特性｡德国Biblis核电站采用注锌技术，在一个燃料循环周期后，剂量率才有了明显的变化,并持续降低(如图1.3-1.5)。注锌后的短暂时间内冷却剂中的铁浓度升高了5ppb,最终是减少了2-3ppb。图1.3Biblis核电站B号机组一回路长期剂量率趋势[24]图1.4Biblis核电站A号机组蒸汽发生器传热管注锌后剂量率变化[17]图1.5Biblis核电站B号机组蒸汽发生器传热管注锌后剂量率变化[17]美国EPRI一回路水化学导则明确推荐所有的压水堆核电站都应实施加锌技术[25]。我国的水化学导则尚未有明确规定，引进的AP1000，按照相关要求，在首个燃料循环就采用了一回路加锌技术[26]。1.3溶解氧的控制在高温高压的环境下，辐照可使一回路冷却剂分解，水的辐照分解过程，如公式1.1和1.2[27]。 2H2 H2O∗氧和水在辐照条件下生成双氧水，水中的溶解氧和双氧水会促使氧化性腐蚀产物的浓度增加，从而加剧冷却剂对一回路主工艺设备结构材料的腐蚀[28]。溶解氧对二回路的均匀腐蚀也有着正相关作用，并在一定程度上使更多的腐蚀产物（悬浮固体）转移到给水中。另外，水中的溶解氧是造成304系列、316系列不锈钢和690镍基合金发生PWSCC的主要原因[29]。燃料包壳材质为锆合金，其抗腐蚀性能十份优异，因为它们外壳表面的氧化保护膜十分致密,具有良好的保护作用，但在溶解氧的作用下，氧化膜的结构主要为ZrO2,其脆性和体积都要大于Zr，结构变得疏松。而结构主要为ZrO2的氧化膜在水化学环境中容易发生剥落，从而影响到反应堆的运行[29]。根据公式1.1和1.2，增加溶液中氢气的浓度，会在一定程度上抑制水的辐照分解，即由辐照产生的氢将会减少，从而减少了溶液中的氧化性辐射产物H2O2。Cowan等人[30]发现，溶解氢可以抑制镍的阳极溶解，并在一定程度上减缓应力腐蚀开裂。在一回路环境下，随着溶解氢的增加，镍基合金阳极溶解被抑制，其表面的氧化膜变薄，从而造成镍基合金的腐蚀速率下降[31，32]。彭青姣等人[33]研究了加氢浓度对316L氧化膜的影响：溶解氢使得316L表面的氧化膜颗粒尺寸变小，数量更加，结合相对致密。AP1000核电站通过电厂气体系统（PGS）的高压氢气站将氢气加入一回路内[29][34]，用加氢的方式控制一回路中的溶解氧。参考文献IAEA.UnderConstructionReactors[DB/OL].(2020-6-30）[2020-6-30]./郑明光,叶成,韩旭.新能源中的核电发展[J].核技术,2010,33(02):81-86.SchulzTL.WestinghouseAP1000AdvancedPassivePlant[J].NuclearEngineeringandDesign,2006,236:1547-1557.王苗.AP1000技术转让消化吸收的管理思路与实施[J].核电工程与技术,2010(4):31-36.三代核电技术AP1000[J].中国核电,2018,11(01):98.韩恩厚,王俭秋,吴欣强,柯伟.核电高温高压水中不锈钢和镍基合金的腐蚀机制[J].金属学报,2010,46(11):1379-1390.NUREG-1801Genericaginglessonslearned(GALL)report[R].USA:USNuclearRegulatoryCommission,2010龚嶷,窦一康.美国核电站GALL报告解读[J].核安全,2014,13(2)：88-94TR1004662Costofcorrosionintheelectricpowerindustry[R].PaloAlto:ElectricPowerinstitute,2001RocherA,BretelleJL,BergerM.Impactofmainradiologicalpollutantsoncontaminationrisks(ALARA)optimizationofphysicochemicalenvironmentandretentiontechnicsduringoperationandshutdown[C].Orlando:ISOEInternationalALARASymposium,2003.国家核安全局.轻水堆水化学在安全中的作用-通过控制腐蚀和辐射场以改善轻水堆安全运行：HAFJ0010[S].1992.胡文超,韩静茹,李铁萍,赵传奇,靖剑平,张春明.压水堆活化腐蚀产物源项58Co和60Co敏感性研究[J].核动力工程,2017,38(06):47-50.ExperiencewithzincinjectioninEuropeanPWRs[R].EPRI,PaloAlto,CA:2002.1003378MarbleW.J..In:BWRchemistryandradiationcontrolworkshopproceedings[C].EPRI,PaloAlto,CA:1983(1983)MarbleW.J..BWRradiationfieldcontrolusingzincinjectionpassivation[R].EPRIReportNP-4474,(1986)MarbleW.J..NewdevelopmentsinBWRradiationbuildup[C].EPRIWorkshoponRadiationBuildup,December1983OdarS..Fundamentalaspectsofwaterchemistryintheprimarysyste