压水堆中燃料污垢的辐照时间分析研究

张晓茜，付鹏涛

压水堆中燃料污垢的辐照时间分析研究

张晓茜，付鹏涛*

（中广核研究院有限公司，广东 深圳 518026）

压水堆燃料污垢除了可能引起堆芯轴向功率偏移异常（CIPS）和燃料包壳局部腐蚀（CILC）之外，还与一回路活化腐蚀产物及其形成的辐射场密切相关。不同的燃料污垢辐照程度会导致一回路活化腐蚀产物源项水平的差异。本文建立了通过特征比活度法确定燃料污垢辐照行为的分析模型，得到燃料污垢中的母子核数量比及54Mn/59Fe活度比与辐照时间的单调关系。通过分析得到，在测量数据充足的前提下，应建议优先使用54Mn/Fe核素进行辐照时间分析。对CPR1000机组的分析结果表明，通过54Mn/59Fe和58Co/Ni比值法得到燃料污垢在堆芯的辐照时间约为100天，且54Mn/59Fe方法更可靠。分析还得到停堆期间燃料污垢中Ni的释放速度比58Co释放更快。本文提供的燃料污垢辐照时间评价方法和结果可为燃料污垢及活化腐蚀产物模型提供基准，为运行电厂进行燃料污垢数据测量提供比对和参考，同时也为核电厂集体剂量优化提供一种思路。

燃料污垢；腐蚀产物；集体剂量；特征比活度；辐照时间

在压水堆运行期间，一回路金属材料与冷却剂接触的表面释放的腐蚀产物随冷却剂流经堆芯时沉积在燃料包壳及格架表面，形成燃料污垢（Fuel Crud或CRUD）。燃料污垢在中子辐照后产生放射性并释放至一回路系统形成活化腐蚀产物，这将成为停堆换料期间电厂人员集体剂量的主要来源[1,2,3]。因此燃料污垢行为除了可能导致轴向功率偏移异常（CIPS）和燃料包壳局部温度上升引起的腐蚀（CILC）之外，还与一回路剂量率及人员集体剂量密切相关[4,5]。

世界范围内的压水堆运行经验显示，即使不同的机组使用了相似的一回路金属材料、冷却剂水化学控制条件及净化效率，一回路活化腐蚀产物源项水平仍存在量级上的差异，这可能是燃料污垢行为的不同导致的。燃料污垢行为包括燃料污垢的数量、成分、在堆芯内的分布、向冷却剂的再释放行为及其随时间的变化。这些行为非常复杂，通常需要结合理论模拟与电厂或实验室污垢测量数据来开展研究。目前国内大部分核电厂都不直接测量燃料污垢，相关的理论研究也较少。本文介绍了压水堆中燃料污垢的产生原理，建立了通过特征比活度确定燃料污辐照时间的理论，并通过核电厂测量数据进行了验证。

1　燃料污垢介绍

一回路活化腐蚀产物是压水堆核电厂一回路剂量率和人员集体剂量的主要来源，是辐射防护的重要基础。分析不同压水堆的运行经验，发现即使系统设计相似的压水堆，一回路活化腐蚀产物源项水平仍可能存在较大差异。这对核电厂降低活化腐蚀产物源项水平及集体剂量优化造成很大困扰。图1为通过世界范围内5台百万千瓦级压水堆的一回路冷却剂中58Co测量活度范围[6-8]。这些机组均采用传热管为Inconel 690合金的蒸汽发生器，水化学条件相近，但58Co活度的差异可高达2～3个数量级，这可能与燃料污垢行为有关。燃料污垢数量及辐照时间的不同，将导致释放至一回路的活化腐蚀产物的差异。本文将对燃料污垢辐照行为进行初步探讨。

图1　5台压水堆冷却剂58Co比活度范围

燃料污垢在一回路系统的行为是非常复杂的，其初始来源为一回路系统中设备和部件与冷却剂接触后发生的腐蚀释放。燃料污垢及一回路内的腐蚀产物形成和迁移示意图如图2所示。腐蚀产物以离子态和颗粒态释放至冷却剂中，随冷却剂流经堆芯并发生沉积形成燃料污垢。燃料污垢受中子辐照后活化产生放射性，污垢增厚至一定程度或者受到外界扰动时又会重新向冷却剂中释放，释放至冷却剂中的活化腐蚀产物被携带至堆外再次沉积在管道及设备表面，部分还会渗透至氧化膜深处，形成停堆后的辐射场。腐蚀产物在一回路系统的行为是循环往复和动态变化的。

图2　燃料污垢和腐蚀产物的形成和迁移示意图

在发生过冷泡核沸腾（SNB）的燃料表面污垢通常较多。当燃料包壳表面强制对流换热系数不足以带走燃料棒产生的热量时，就会发生SNB，随后包层表面发生局部沸腾，这是影响CRUD沉积风险的关键因素。SNB过程为腐蚀产物在包壳表面沉积和浓缩提供了一种机制，一旦CRUD沉积，冷却剂中的添加物（例如硼酸、氢氧化锂）或者污染物（例如58Co、60Co）均可以在多孔的CRUD中沉积[9,10]。实际上沉积也发生在非沸腾表面，例如一回路管道和设备表面。在非沸腾区域的沉积中，蒸汽发生器表面因面积占比大而占主导地位。未经历SNB的燃料棒表面也会发生沉积，但与沸腾表面相比，沉积的幅度相对较小。

世界范围内很多压水堆燃料在较高功率组件中经历了一定程度的SNB。1976年Beznau 核电厂对1号机组的35组卸料燃料组件进行了检查，发现污垢厚度达到10～20 μm[11]。污垢成分主要是镍铁酸盐，还有少量的金属镍及镍的氧化物。

2　燃料污垢分析方法

燃料污垢分析方法包括直接取样分析以及结合换料停堆数据的间接分析等。考虑到国内大部分核电厂未对燃料污垢进行取样分析，本研究中重点介绍后者，即“特征比活度法”。该方法可以用来评价污垢在燃料循环内的辐照时间，为研究燃料污垢行为及活化腐蚀产物源项提供基准[12]。

2.1　直接分析法

对燃料污垢进行取样检测是确定燃料污垢的最直接方法，具体方法包括燃料污垢厚度测量、孔隙率和密度测量、电镜扫描/能谱分析、电感耦合等离子体质谱仪分析（ICP）、伽马谱分析等[13]。

（1）燃料污垢厚度测量。用于测量燃料污垢厚度的手段包括横切片扫描电镜观察、裂缝面扫描电镜观察、光镜影长度法等。通过厚度测量可以获得燃料污垢在燃料表面的增长情况。

（2）孔隙率和密度测量。孔隙率和密度测量最常用的是扫描电镜成像及图像分析，其次是电镜能谱分析。

（3）电镜扫描/能谱分析。用X射线能谱仪结合扫描电子显微镜可以测定CRUD颗粒和薄片的元素含量。

（4） ICP元素分析。采用ICP元素分析法能够测定CRUD的组成和浓度。用这种技术之前需要先将样品溶解。

（5）伽马谱分析。伽马谱测量系统与电镜扫描或能谱分析系统类似，使用高纯锗探测器探测燃料污垢样品中放射性核素释放的伽马射线强度，通过计算机系统得到各放射性核素的活度。

2.2　特征比活度法

沉积在燃料表面的腐蚀产物被中子辐照后会产生放射性。通过测量换料期间燃料污垢释放形成的活化腐蚀产物的放射性总量及其母核元素的质量，可以估算出燃料污垢在堆内辐照的时间，这种方法称为“特征比活度法”。以下对“特征比活度法”进行详细说明和推导。放射性核素在燃料表面的产生率如下：

——燃料污垢辐照时间，s；

进而得到核素的活度：

辐照时间可通过下式计算：

由（6）式可知特征比活度与辐照时间之间存在一一对应关系。通过研究核素对的特征比活度，可以为研究燃料循环内沉积物的迁移和重新分布提供重要价值，为建立腐蚀产物迁移和活化模型提供基准，为电厂实施燃料污垢刮片测量或者超声清洗测量提供参考。

对于典型CPR1000机组，采用上述方法计算得到58Co、60Co、51Cr、54Mn、59Fe的特征比活度如图3所示。放射性核素的特征比活度随着时间的推移而增加，受核素衰变影响，增速逐渐变慢。最初活度积累占主导地位，但在足够长时间后，母核与子核的产生速度等于子核的衰变速度，此时放射性活度达到“饱和”。由于不同子核有不同的半衰期，每一对母核与子核达到“饱和”状态的时间不同。以燃料污垢主要成分Ni及其生成物58Co为例，58Co/Ni的饱和值约为36 GBq/g，即1 Ci/g左右，这与参考文献［12］的结论（1.26 Ci/g）基本一致。

图3　燃料污垢中各核素对的核素特征比活度

燃料污垢样品中各种元素在燃料表面的停留时间可以通过分析特征比活度活度计算值和其活度饱和值来确定。58Co/Ni、59Fe/Fe和51Cr/Cr的特征比活度在100天左右即趋于平衡，用来计算的停留时间可能是不准确的，但Ni是燃料污垢的主要成分，58Co是辐射防护的主要核素，通常58Co/Ni较其他核素对具有更多的测量数据，以此为基础的分析仍具有参考价值。54Mn/Fe和60Co/Co在较长时间才达到饱和状态，适合作为典型核素进行分析。但一回路材料向冷却剂释放的钴很少，其作为示踪元素经常难以测得。在54Mn/Fe数据对充足的情况下，54Mn/Fe是比较理想的确定燃料污垢特征的分析指标。

3　CPR1000机组结果分析与讨论

采用第2章的分析方法对CPR1000机组的燃料污垢行为进行分析。大部分机组在大修停堆期间仅对一回路冷却剂伽马谱进行测量，少数机组还测量了一回路冷却剂中镍、铁等元素浓度，但均未测量化容控制系统中树脂和过滤器中的腐蚀产物移除总量。本节分别采用机组停堆期间随时间变化的58Co/Ni和54Mn/59Fe确定燃料污垢的辐照时间。某典型的CPR1000机组停堆氧化期间的腐蚀产物活度的典型变化趋势如图5所示。

图4　污垢辐照时间与的关系

图5　典型CPR1000机组停堆氧化期间的腐蚀产物活度

收集了4台CPR1000机组在9个循环停堆氧化期间的镍、铁浓度及一回路伽马谱测量数据。一回路冷却剂中58Co活度和Ni浓度的分布如图6所示。58Co活度和Ni浓度大致符合经过原点的线性关系，说明58Co和Ni的生成和释放是相伴相生的。拟合直线的斜率反映了燃料污垢中Ni元素被中子活化的程度。相比其他机组，机组C的Ni活化成58Co的程度更高。用58Co/Ni特征比活度计算得到对应燃料污垢的辐照时间如图7所示。将58Co/Ni数据对按照时间的顺序进行编号，可见辐照时间分布较为离散，且每个停堆换料期间辐照时间近似随停堆时间线性增加，直至100天左右。这可能是因为燃料污垢上Ni的释放速度比58Co更快。这些较小的时间点实际没有特定的物理意义，因此采用58Co/Ni特征比活度法分析辐照时间具有一定的局限性，但作为燃料污垢主要成分，58Co/Ni方法仍具有一定的分析参考价值。

图6　CPR1000机组停堆期间的冷却剂58Co比活度和Ni浓度的关系

图7　58Co/Ni特征比活度法得到的燃料污垢辐照时间

为排除不同元素释放行为的影响，本文还分析了通过停堆期间冷却剂特征核素活度比值54Mn/59Fe确定燃料污垢的辐照时间。CPR1000机组5个循环测量到的54Mn活度与59Fe活度的关系如图8所示，二者呈现明显的正相关性。根据公式（6）计算得到对应的燃料污垢的辐照时间，结果如图9所示。由54Mn/59Fe得到的燃料污垢辐照时间大多数集中分布在100天左右，这代表了堆芯所有燃料组件的燃料污垢在堆芯的平均辐照时间。图中的离群点无实际物理意义。

瑞典Ringhals 4号机组对燃料组件进行了超声清洗并测量了燃料污垢中的放射性核素比活度，用54Mn/59Fe得到的燃料污垢辐照时间为140天[14]，与本文分析结果相当。

图8　CPR1000机组停堆期间54Mn与59Fe的关系

图9　54Mn/59Fe与燃料污垢辐照时间的分布

4　结论

本文阐述了燃料污垢的形成机理，建立了基于特征比活度法评价燃料污垢辐照行为的模型，通过母子核的特征比活度确定燃料污垢的辐照时间。结合CPR1000的运行经验，建议优先通过54Mn/59Fe或54Mn/Fe特征比活度确定燃料污垢的辐照时间。本文提供的燃料污垢辐照行为评价方法和结果可为燃料污垢模型开发提供基准，为核电厂将来开展燃料污垢数据测量提供参考。

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Study on the Irradiation Time of Fuel Crud in PWRs

ZHANG Xiaoqian，FU Pengtao*

（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen of Guangdong Prov.518026，China）

The characteristics and behaviour of PWR fuel crud are not only closely related to the risks of CRUD-induced power shifts (CIPS) and CRUD-induced localized corrosion (CILC), but also related to the activated corrosion product activity and the plant radiation field build-up. Different irradiation rates of the fuel crud lead to different rates of formation of the corrosion product radionuclides. A model of fuel crud irradiation time based on specific activity method is established in this paper, and the monotone relationship between the irradiation time and the amount ratios of daughter nuclide andparent element as well as the54Mn/59Fe activity ratio are obtained. The study in this paper show that the specific activity based on54Mn/Fe is most reliable to analysze the irradiation time, provided there are enough measured data. Analysis of CPR1000 PWRs based on54Mn/59Fe and58Co/Ni indicate that the irradiation time is about 100 days, and the54Mn/59method is more reliable. It is also found out that the release of Ni is faster than that of58Co in this paper. The valuation method and results of fuel crud irradiation behavior presented in this paper can provide a benchmark for the development of fuel crud and activity transport model as well as provide a comparison and reference for the fuel crud measurement in operating plants. In addition, it also provide a way of thinking for the collective dose optimization of PWRs.

Fuel crud; Corrosion product; Collective dose; Specific activity; Irradiation time

TL48

A

0258-0918（2023）03-0510-07

2022-09-29

国家自然科学基金针对堆芯氧化腐蚀产物材料-热工-中子行为的多物理耦合机理研究（U20B2011）和中国广核集团压水堆燃料运行零破损关键技术研究（No.3100121513）

张晓茜（1989—），女，山东枣庄人，工程师，硕士，现从事反应堆源项和水化学方面研究

付鹏涛，E-mail：fupengtao@cgnpc.com.cn