黃 成

(福建福清核電有限公司，福建 福清 350318)

M310型核電機組換料大修在裝、卸料前均需對反應堆水池充滿含硼水，對周邊工作人員起到生物屏蔽作用。但反應堆水池充滿水后可能因水質渾濁導致裝、卸料人員無法看清反應堆水池底部的壓力容器內部相關部件，導致無法正常執(zhí)行裝、卸料工作。此時需等待反應堆水池凈化單元對水池中水質凈化清澈后才能執(zhí)行裝、卸料工作，使得大修主線關鍵路徑延誤，影響換料大修整體工期，造成較大經濟損失，某核電廠就曾因反應堆水池充滿水后水質渾濁延誤大修關鍵路徑近16 h。

1 機組換料大修卸、裝料前反應堆水池水質渾濁研究分析

1.1 卸料前反應堆水池水質渾濁研究分析

卸料前反應堆水池充水流程如圖1所示，反應堆水池充水方式為利用泵將換料水箱中含硼水從反應堆水池上部注入，此時一回路系統(tǒng)中冷卻劑(含硼水)液位約10.5 m，不會存在一回路冷卻劑倒流進入反應堆水池而影響反應堆水池水質濁度。因此，卸料前反應堆水池充滿水后可能導致水質渾濁主要因素為：

圖1 卸料前反應堆水池充水及一回路相關系統(tǒng)運行示意圖Fig.1 Schematic diagram of reactor water filling and primary circuit related system operation before discharge

1)反應堆水池充水水源換料水箱內水質渾濁：機組大修前對換料水箱進行48 h凈化，凈化結束后換料水箱內水質濁度約為0.02 NTU(根據歷次大修經驗，以濁度0.20 NTU作為反應堆水池充水后水質是否影響裝卸料判斷參考)，反應堆水池充水水源清澈。

2)反應堆水池內殘留雜質導致充水后水質渾濁：機組大修卸料前反應堆水池內存在較多檢修工作，可能存在工作中涉及的化學品、油類等雜質殘留，導致反應堆水池充水后水質渾濁。某核電廠在歷次21次換料大修中只出現過一次卸料前反應堆水池充水后水質影響卸料操作情況，經調查，原因為在反應堆水池底部檢修過程中所使用的化學品殘留導致反應堆水池充水后水質渾濁，水質渾濁情況如圖2所示。

圖2 某核電廠404大修因化學品殘留導致卸料前反應堆水池充水后俯視圖Fig.2 Top view of the reactor pool filled with water before discharge due to chemical residues caused by 404 overhaul of a nuclear power plant

綜上，機組大修卸料前反應堆水池充水后因水質渾濁影響卸料工作的情況較少且導致水質渾濁主要因素考慮為反應堆水池內檢修工作中殘留雜質未清理干凈，只需在反應堆水池內的檢修工作完成后及時清理工作中所涉及的化學品、油類等雜質，避免堆池內大量殘留，即可有效預防卸料前反應堆水池充水后水質渾濁異常情況。

1.2 裝料前反應堆水池水質渾濁研究分析

某核電廠近幾次換料大修中均出現裝料前反應堆水池充水后水質不同程度的渾濁而存在可能影響裝料工作正常開展情況，如圖3所示。

圖3 某核電廠106大修裝料前反應堆水池充水后俯視圖Fig.3 Top view of a nuclear power plant after the reactor pool is filled with water before 106 overhaul charging

1.2.1 反應堆水池充水后導致水質渾濁原因分析

為找出導致裝料前反應堆水池充水后水質頻繁出現渾濁的原因，對106大修裝料前反應堆水池充滿水后水池中的水取樣并使用ICP-MS儀器進行定性分析，得出分析結果如表1所示。

表1 某核電站106大修裝料前反應堆水池充水后水中主要元素取樣分析結果統(tǒng)計表

從表1中可以看出，反應堆水池中除硼外主要含有雜質為Co、Ni、Cr、Fe、Mn等，這些雜質主要來源為機組功率運行期間蒸汽發(fā)生器傳熱管(Inconel 690型鎳基合金)、堆內組件等設備表面產生的腐蝕產物，這些腐蝕產物以可溶、膠體或不溶解顆粒形式存在反應堆水池中。在光槍打開照射水池后，水中的膠體或不溶解顆粒類腐蝕產物會對光線通過時產生阻礙，最終導致反應堆水池水質目視渾濁，水池的可見度降低。

1.2.2 反應堆水池充水后水中腐蝕產物來源分析

M310型壓水堆機組換料大修從開始降功率至裝料期間一回路冷卻劑以及反應堆水池水質控制如圖4所示。

圖4 換料大修卸、裝料前后一回路冷卻劑及反應堆水池水質控制流程圖Fig.4 Flow chart of water quality control of primary coolant and reactor pool before and after refuelling overhaul discharge and charging

機組正常運行期間，腐蝕產物主要以鐵基鎳酸鹽的形式沉積在堆芯和一回路系統(tǒng)內表面，形成一層疏松的腐蝕薄膜。機組大修下行一回路冷卻劑降溫至80 ℃平臺時向一回路冷卻劑中加雙氧水，將一回路冷卻劑由正常功率運行期間的堿性還原性環(huán)境轉變?yōu)樗嵝匝趸原h(huán)境，使功率運行期間一回路系統(tǒng)中產生的腐蝕產物快速氧化溶解脫落、集中釋放，再利用一回路冷卻劑凈化單元對溶解脫落的腐蝕產物進行集中凈化，從而達到降低大修輻射場劑量目的。但一回路系統(tǒng)中腐蝕產物在80 ℃平臺集中脫落后，在未能將已脫落的腐蝕產物凈化完全情況下停運主泵，此時一回路冷卻劑僅靠兩臺余排泵進行循環(huán)(如圖5所示)，循環(huán)流量由約70 000 m3/h大幅降低至約1 800 m3/h且存在一回路系統(tǒng)中部分環(huán)路的冷卻劑得不到有效循環(huán)流動，使得冷卻劑中殘留的腐蝕產物得不到有效凈化且冷卻劑中膠體或不溶解顆粒狀腐蝕產物一旦失去高速循環(huán)流量的攪動便會快速沉積在一回路系統(tǒng)管道、設備底部。

圖5 M310型壓水堆一回路相關系統(tǒng)布置簡圖Fig.5 Schematic diagram of related system layout in primary circuit of M310 PWR

在低低水位檢修工作結束，使用換料水箱將一回路系統(tǒng)液位由8.5 m充水至10 m過程中，會將沉積在一回路系統(tǒng)管道、設備底部的腐蝕產物攪起，使得一回路系統(tǒng)充水后水中混合有大量的腐蝕產物。而裝料前反應堆水池充水方式為將換料水箱中水通過一回路系統(tǒng)充水管線直接注入一回路系統(tǒng)，再利用壓力容器頂部開蓋使其與反應堆水池連通情況將一回路系統(tǒng)中水注入反應堆水池，如此便將腐蝕產物帶入反應堆水池，最終導致反應堆水池充水后水質渾濁，如圖6所示。

圖6 裝料前一回路系統(tǒng)及反應堆水池充水流程示意圖Fig.6 Schematic diagram of primary circuit system and water filling process of reactor pool before loading

為驗證以上分析，對某核電廠305大修期間卸、裝料前后一回路系統(tǒng)及反應堆水池水質進行跟蹤分析，結果如圖7所示。

圖7 某核電廠305大修期間卸、裝料前后一回路系統(tǒng)及反應堆水池水質分析趨勢圖Fig.7 Water quality analysis trend diagram of primary circuit system and reactor pool before and after unloading and loading during 305 overhaul of a nuclear power plant

圖8 優(yōu)化后換料大修裝、卸料前后一回路冷卻劑及反應堆水池水質控制流程圖Fig.8 Flow chart of water quality control of primary coolant and reactor pool before and after refuelling overhaul discharge and loading

從圖7中可以看出，實際大修期間卸、裝料前后一回路冷卻劑及反應堆水池水質濁度變化趨勢與理論分析一致，因80 ℃集中氧化凈化平臺凈化時間較短(從雙氧水注入一回路系統(tǒng)至主泵停運共8 h，調研同行電廠最少約14 h)，主泵停運時一回路冷卻劑濁度達1.13 NTU(調研同行電廠平均約0.2 NTU)，一回路冷卻劑中存在大量腐蝕產物還未能得到有效凈化情況下停運主泵，致使腐蝕產物沉積在一回路系統(tǒng)管道、設備底部。低低水位檢修結束一回路充水時將沉積的腐蝕產物攪起導致一回路冷卻劑充水后濁度達0.79 NTU，反應堆水池充水至19.5 m后濁度達0.34 NTU。

其次，一回路冷卻劑中Co、Ni、Mn等腐蝕產物計數率變化趨勢與冷卻劑濁度變化趨勢一致，一回路冷卻劑中腐蝕產物與濁度之間呈正相關性，進一步說明一回路冷卻劑和反應堆水池水質渾濁與腐蝕產物之間呈必然關系。

2 機組換料大修卸、裝料前反應堆水池水質渾濁改進策略

針對因反應堆水池檢修工作中雜質殘留、80 ℃集中氧化凈化平臺凈化時間不足等因素可能導致機組大修卸、裝料前反應堆水池充水后水質渾濁情況，結合機組大修整體工期及機組系統(tǒng)運行工況綜合考慮，分別從水質前端控制和機組運行方式優(yōu)化兩方面對反應堆水池充水后水質渾濁情況進行預防。

2.1 水質前端控制

1)機組換料大修前對換料水箱進行48 h凈化后，對換料水箱取樣分析濁度(期望值要求<0.1 NTU)。若換料水箱水質濁度不滿足期望值，則建議繼續(xù)凈化直至滿足期望值，確保卸料前反應堆水池充水水源清澈。

2)機組大修下行80 ℃集中氧化凈化平臺期間，對一回路冷卻劑取樣分析濁度(期望值<0.2 NTU)。若濁度不滿足期望值，則建議繼續(xù)保持主泵啟動對一回路冷卻劑進行循環(huán)凈化直至濁度滿足期望值后停運主泵。

3)裝、卸料前反應堆水池充水前，對反應堆水池底部進行檢查確認是否殘留有化學品、油脂等雜質。如有，則需聯系清潔人員清理干凈，避免殘留的化學品、油脂等雜質導致反應堆水池充水后水質渾濁。

2.2 機組運行方式優(yōu)化

1)裝、卸料前反應堆水池充水前，將相關凈化單元做好在線準備工作，待滿足凈化單元投運條件后第一時間投運，對水質進行凈化。

2)裝料前反應堆水池充水過程中，待反應堆水池充水至水位超反應堆水池凈化單元泵吸入口后(如圖6所示)，即投運反應堆水池凈化單元，開始對水池進行同步充水和凈化，較大程度提高反應堆水池凈化單元凈化效果，以及充分利用充水時間同步實現水質凈化，額外增加凈化時間，進一步降低反應堆水池水質濁度。

針對以上預防反應堆水池充水后水質渾濁可行性優(yōu)化方案，結合某核電廠206大修實際驗證，結果如圖9所示。

圖9 某核電廠206大修期間卸、裝料前后一回路系統(tǒng)及反應堆水池水質分析趨勢圖Fig.9 Water quality analysis trend diagram of primary circuit system and reactor pool before and after unloading and loading during the 206 overhaul of a nuclear power plant

在80 ℃集中氧化凈化平臺一回路冷卻劑濁度峰值達7.19 NTU情況下，因氧化凈化時間由8 h延長至12 h，使主泵停運時一回路冷卻劑濁度凈化至1.56 NTU(305大修氧化凈化時間為8 h，一回路冷卻劑濁度由峰值1.62 NTU凈化至主泵停運時1.13 NTU)。低低水位檢修結束一回路充水后，一回路冷卻劑濁度為1.98 NTU；因裝料前反應堆水池凈化單元投運時機由反應堆水池水位19.5 m提前至約11 m，使得反應堆水池水質濁度由凈化單元剛啟動時的0.66 NTU降低至反應堆水池液位19.5 m時的0.30 NTU(305大修低低水位檢修結束一回路充水后一回路冷卻劑濁度0.79 NTU，反應堆水池充水至19.5 m后濁度0.34 NTU)，充分利用充水時間同步實現水質凈化，凈化效果明顯。

3 結論

本文根據M310型壓水堆機組在換料大修前準備、大修下行及低低水位檢修結束上行至裝料整個過程中，一回路冷卻劑及反應堆水池水質變化情況進行分析，最終考慮導致反應堆水池充水后水質渾濁的主要因素為堆池內檢修工作中化學品或油類等雜質殘留、水中存在大量膠體或不溶解顆粒狀腐蝕產物；并結合機組大修整體工期及機組大修期間各系統(tǒng)運行工況綜合考慮，針對以上因素分別制定相應的改進策略。經實際實施驗證后效果顯著，能夠有效改善反應堆水池充水后水質渾濁度，從而避免因反應堆水池充水后水質渾濁影響裝、卸料主線工作的正常開展而影響大修工期所帶來的較大經濟損失。