(中廣核核電運營有限公司，廣東 深圳 518000)

硼結晶是氧化硼的水合物(B2O3·3H2O),為白色粉末狀結晶或三斜軸面鱗片狀光澤結晶，壓水堆核電廠一回路冷卻劑中溶有的硼酸可吸收中子，通過調整硼溶度可控制反應性(主要用于補償氙效應和燃耗)。

本文針對壓水堆核電廠島硼結晶產生的機理及腐蝕危害，結合實踐經驗及國內外經驗反饋制定了不同類別硼結晶問題的處理對策，提出了壓水堆核電廠在減少硼結晶方面的后續(xù)改進方向。

1 壓水堆核電廠核島硼結晶問題介紹

壓水堆核電廠機組在運行一個循環(huán)周期后，少量核島設備都會出現(xiàn)一些硼結晶問題，需要在大修期間進行專項普查及治理。硼結晶問題主要在于閥門盤根、閥門中法蘭、管道和容器法蘭、接頭等設備部件位置因為密封性不足導致硼酸滲出從而產生硼結晶現(xiàn)象。

核島硼結晶的問題具有如下特點：

量少：大部分設備硼結晶量非常少，常見為輕微點狀結晶，多集中在閥門盤根、中法蘭、管道及容器法蘭和接頭等部位(如圖1所示)。

反復：對相關設備硼結晶進行清理，部分設備經過一段時間后又重新出現(xiàn)了硼結晶。

以國內某核電廠某次大修的核島硼結晶問題的數據統(tǒng)計如表1及圖2所示。

表1 不同設備類型硼結晶數量統(tǒng)計表

圖2 硼結晶重量統(tǒng)計圖表Fig. 2 Statistics of boron crystal weight

2 硼結晶產生的機理及腐蝕危害

2.1 硼結晶的產生

圖3 硼酸溶解度與溫度特性曲線Fig. 3 Solubility and temperaturecharacteristic curve of boric acid

壓水堆核電廠一回路硼酸溶度通常為(2 300～2 500)×10-6，附屬濃硼系統(tǒng)硼酸溶度通常為(7 000～9 000)×10-6，其溶解度與溫度的特性曲線如圖3所示。通常硼酸的系統(tǒng)介質的溫度較高，根據硼酸的特性，當硼酸溶液在溫度下降至一定程度時就會析出硼結晶或者在泄漏后水分不斷蒸發(fā)濃縮，最終形成硼結晶。為防止低溫時一回路水中硼酸結晶而析出，系統(tǒng)設計限制一回路水溫不得低于10 ℃。在10 ℃時，硼酸在水中的溶解度為3.51%(相當于硼濃度6 140×10-6)。當一回路水或者硼酸附屬系統(tǒng)介質泄漏時，經過長時間水分蒸發(fā)，就會在泄漏部位形成硼結晶，所以硼結晶也是判斷和監(jiān)測系統(tǒng)或者設備有無泄漏的手段之一。

2.2 硼酸的腐蝕機理及危害

硼酸是一種弱酸， 95 ℃的飽和硼酸溶液pH值小于3，腐蝕性很強，能使碳鋼和低合金鋼設備溶解和腐蝕，但是對不銹鋼基本無腐蝕。硼酸的腐蝕模式如表2所示。

硼酸腐蝕現(xiàn)象在核電史上是屢見不鮮的。2002年，美國戴維價貝塞核電廠的反應堆控制棒驅動機構密封殼體與反應堆壓力容器項蓋結合的部位處，由于硼酸的泄漏，導致在3號控制棒密封充體與壓力容器頂蓋結合處產生了嚴重的蝕坑。在美國土耳其角(Turkcy Point)核電廠4號機組也曾發(fā)現(xiàn)硼酸腐蝕，在反應堆壓力容器頂蓋上，大約有227 kg的硼酸結晶。清除掉硼酸結晶后，可以清楚地觀察到各種部件的腐蝕情況。由此可見，硼酸腐蝕能力不容小覷[2]。

2.3 壓水堆核電廠對于硼酸腐蝕的應對

在壓水堆核電廠設計原則中，與硼酸水接觸的部件一般都采用耐腐蝕的材料，如不銹鋼、鎳基合金、鋯合金等，同時硼水系統(tǒng)的設備的緊固件材料一般都是不銹鋼。硼酸腐蝕只有在硼酸水有泄漏或內襯材料有損傷的情況下才會發(fā)生，硼酸水與不耐腐蝕的碳鋼和低合金鋼(比如支架等)接觸才會發(fā)生。如果金屬表面溫度高且泄漏率非常低，該溶液會迅速沸騰，留下干燥的硼結晶，本質上不會引起腐蝕[3]。因此壓水堆核電廠硼結晶的影響是有限的(硼酸大量泄漏情況除外)。

3 硼結晶的處理策略

3.1 外部調研

在進行硼結晶處理策略制定前，首先介紹一下關于反應堆冷卻劑壓力邊界密封相關的法規(guī)要求， EPRI相關資料有一個導則介紹了聯(lián)邦法規(guī)、NRC要求、ASME規(guī)范要求等條款，總體要求如下：

1)應按較低的泄漏風險對設備進行設計；

2)應按較低的坡口即較大泄漏風險對設備進行設計及材料選型；

3)應按較低的泄漏風險對設備制造、組裝；

4)應對設備進行科學的檢查，以便及時發(fā)現(xiàn)泄漏、制定處理對策；

5)當泄漏發(fā)生后，應采取改進措施。

根據功能及重要性，EPRI將核電廠接頭分為3級：

一類接頭：包括一回路系統(tǒng)、核安全、放射性相關系統(tǒng)；

二類接頭：包括二回路給水、汽機、發(fā)電、冷凝相關系統(tǒng)；

三類接頭：包括BOP相關系統(tǒng)。

針對不同級別的設備泄漏，根據泄漏量及嚴重度，建議采取不同的對策，見表3、表4。

表3 根據泄漏嚴重程度的分級(EPRI)Table 3 Grading according to the severity of leakage

表4 泄漏處理標準

3.2 硼結晶處理標準及策略的制定

根據密封學對于密封度的定義[1]，雖然理論上靜密封可能做到零泄漏，實際上要做到零泄漏不僅技術上特別困難，而且投入成本非常高。核電廠設計規(guī)范并非要求不能有泄漏，而是說不能有不正常的泄漏。通過3.1節(jié)EPRI對于泄漏的分級及處理標準，一類接頭產生穩(wěn)定的微量泄漏時，處理策略為狀態(tài)監(jiān)測，大部分硼結晶都屬于這個范疇。

基于上述前提，核島硼結晶問題的處理標準需要從如下幾個維度進行統(tǒng)籌考慮制定：

1)需要考慮壓水堆核電廠對于硼水回路設備的密封等級要求；

2)需要考慮硼結晶腐蝕特性的影響，要避免硼結晶腐蝕；

3)需要結合機組運行狀態(tài)及不同設備而進行針對性的考慮處理策略；

壓水堆核電廠運行狀態(tài)分為日常運行和機組大修：

日常運行期間，系統(tǒng)帶介質壓力運行，隔離檢修條件比較苛刻，所以對于日常運行期間硼結晶處理標準主要考慮硼結晶的腐蝕影響以及硼結晶發(fā)展趨勢控制兩個方面進行衡量。因此日常硼結晶的處理標準以硼結晶到達設備緊固件位置或連續(xù)3/4圈存在硼結晶為邊界，并結合具體問題的影響進行考慮處理方案。

大修期間，系統(tǒng)會進行排空檢修，但是由于機組運行了一個周期(1年或者1年半)，硼結晶處理策略需要有一個具體量化的標準。通過調研論證，大修硼結晶的處理標準以盤根密封1 g、墊片密封2 g、活結密封以硼結晶一圈為邊界，并結合具體問題的影響考慮處理方案。(備注：根據3.1節(jié)標準，泄漏等級為2級、介質為水的接頭泄漏標準為小于1滴/5 min，按此標準換算2 300×10-6硼水泄漏量為小于725.3 g/年。核級柔性石墨金屬纏繞墊的泄漏率標準為小于1×10-4g/s[4]，按此標準換算2 300×10-6硼水泄漏量產生硼結晶量為7.25 g/年。上述的泄漏量都遠高于硼結晶的處理標準。)

通過以上的分析論證，針對壓水堆核電廠核島設備的硼結晶處理標準及對策如表5所示。

表5 壓水堆核電廠核島硼結晶處理標準及對策

3.3 應用情況及改進方向

上述硼結晶處理策略已在國內多個壓水堆核電廠日常及大修實踐活動中進行應用，未出現(xiàn)因為硼結晶問題造成機組被迫停機停堆案例及重大設備異常案例，進一步驗證了策略的適用性及有效性。

從根源上減少硼結晶問題的出現(xiàn)，可以采取進一步的措施：

1)對于頻繁出現(xiàn)硼結晶的設備，通過替代手段，尋找密封等級更高的密封件(盤根/墊片)[5-7]替換現(xiàn)場密封等級低的密封件；

2)對于密封件老化問題，根據設備重要程度，制定預防性解體或者校驗力矩大綱；

3)結合密封技術的發(fā)展，通過改造手段，改變設備密封形式或者減少可能泄漏點的設備。

4 結論及建議

在核電廠運行維護過程中，核島硼結晶問題是一個常見的問題。硼結晶的腐蝕問題需要得到充分重視，尤其是對于碳鋼及低合金鋼部件的影響較大。根據核電廠設計制造及運營規(guī)范對于密封性的要求，少量且穩(wěn)定的硼結晶問題是可以接受。硼結晶處理標準需要結合行業(yè)法規(guī)、密封技術水平及使用場合等因素進行分級制定。對于硼結晶的應對策咯應以狀態(tài)監(jiān)測作為主線，以減少甚至杜絕硼結晶為最終目標，針對不同類別的設備進行專題研究制定改進措施。