核动力装置回路水中氚监测用于传热管破损诊断的可行性分析

邢丽丽 余 涛 闫学昆 刘翠红 段再煜

海军核化安全研究所，北京100077

0 引 言

蒸汽发生器是核动力装置主系统压力边界的一部分，其内部几千根薄壁传热管是一次侧与二次侧的传热界面。蒸汽发生器的传热管破损（SGTR）事故，是因腐蚀或其他原因引起传热管破损而产生缝隙或破口，造成冷却剂自一次侧向二次侧泄漏的一种常见事故［1］。由于工作条件苛刻，大部分的压水堆都遇到过蒸汽发生器传热管破损（以下简称“传热管破损”）的问题。据统计，核动力装置传热管的破损频率为2.5×10-2次/堆·年。传热管一旦有泄露，操作人员就必须尽早采取行动，对破损的传热管进行堵漏等操作，否则将威胁反应堆的安全［2-3］。因此，对于传热管破损问题，必须引起高度重视，并应加强传热管破损监测的能力。

传热管出现破损时，蒸汽发生器排污的剂量测量值和冷凝器抽气器出口的放射性指示值都将显著增加，这是判断反应堆发生传热管破损事故最具代表性的征兆。目前，判断传热管有无破损泄露，是通过连续测量二回路水中总γ放射性水平来实现。这种方法只能定性，而不能定量分析传热管的破损当量。这是由于传热管一旦发生破损，一回路进入二回路水中的放射性核素种类就会多，产生的规律复杂，半衰期差异大，且大多数核素对二回路水中的总γ放射性水平都有贡献，因此，二回路水中总γ放射性水平与传热管破损当量的关系难以确定。

氚是一种比活度很高的低能纯β发射体，最大发射能量为18.6 keV，平均能量为5.7 keV，半衰期长12.3年。当传热管破损时，一回路水中的氚就会进入二回路，造成二回路水和蒸汽的放射性污染。若采用监测二回路水中氚的放射性水平的方法来诊断传热管破损，由于监测对象单一，其半衰期长、产额大，且在迁移过程中又不受净化系统的影响，因此，回路水中氚的放射性水平与传热管破损当量的关系（数学模型）就比较容易确定。因此，就理论上而言，可以通过监测回路水中氚的放射性水平来定量分析传热管破损当量。下面将先通过理论分析并采取试验测量的方法来确定回路水中氚的分布情况，然后再对通过二回路水中氚的监测来诊断传热管是否有破损的方法进行分析。

1 核动力装置中氚的产生与迁移

1.1 核动力装置中氚的产生

核动力装置中的氚主要有3种来源：

1）核燃料的三分裂变产氚。核燃料裂变时，除了通常的二分裂变，还有一定的三分裂变，其中一个裂变碎片为轻核便是氚。裂变生产的氚主要存在于燃料芯块与包壳间的气隙中，通过穿过破损的包壳和扩散渗透穿过包壳材料这2种方式进入主回路。由于锆对氚有很强的吸附作用，故进入主回路的氚较少，仅为裂变产氚的1%［4］。

2）控制棒中可燃毒物吸收中子产氚。控制棒用于反应堆的功率调整、补偿控制或紧急停堆，其内部装有中子吸收截面较大的物质10B（称可燃毒物）。10B与中子作用有2个产氚反应：一是直接产氚，即快中子与10B反应（n+10B→2α+T）；二是间接产氚，即热中子与10B反应（n+10B→α+7Li和n+7Li→n'+α+T）。与直接产氚相比，间接产氚的贡献较为次要。在间接产氚反应中，先导反应10B（n，α）7Li有极大的热中子截面，因而可用来调解堆的反应性，控制裂变链式反应进行的速度；其产物7Li对快中子可通过后续反应产氚。显然，控制棒内7Li的量是随中子辐射水平的增加而增加。控制棒产生的氚主要以固溶或氚化锂的形式贮留，有少部分向冷却系统释放。

3）冷却剂中子活化产氚。压水堆以H2O为冷却剂和中子慢化剂，冷却剂产氚反应为D（n，γ）T。天然H2O中氘（D）在氕（1H）中的原子份额为1.5×10-4，另外，在中子辐照下也可通过1H（n，γ）D反应产氘。

1.2 氚在回路水中的迁移

氚一旦进入主冷却剂，便会形成极难去除的氚水。由于离子交换器中的净化树脂不能去除水中的氚，就会导致一回路水中氚的放射性活度浓度逐渐增大。当传热管无破损运行时，核动力装置主冷却剂从反应堆带走热量，通过蒸汽发生器传递给二回路，二回路给水吸收热量转化为蒸汽而进一步提供动力，这时主冷却剂中的氚不会流向二回路；而当传热管发生破损时，一回路水会向二回路泄漏，造成二回路水和蒸汽的放射性污染，同时，一回路水中的氚也进入二回路水中。上述分析说明，如果二回路水中氚的放射性活度浓度超标（或明显升高），就表明传热管发生了破损。

2 回路水中氚的取样监测

1）氚的取样测量

由于氚是低能纯β发射体，因而目前传热管破损监测所采用的双道污水监测仪的γ探头和多道γ报警器探头均无法监测到回路水中氚活度的变化。回路水中氚的监测可采取直接取样和液闪测量的方法：首先在低钾玻璃瓶中加1m l的水样和10m l的闪烁液，然后将制好的样品直接放入液体闪烁计数器中测量。若水中有杂质，可先将水样进行蒸馏处理或经过树脂净化处理后再用液闪测量，以得到更为准确的实验结果。

液体闪烁计数器采用美国PE公司生产的Tri-Carb 3100TR/SL，它对无猝灭样品氚的计数效率为E=50%，本底 Nb≤12 cpm，相应的探测下限为，对于1m l的水样，在100～200 Bq/L量级（计数10 m in）。该仪器是目前较为先进的液体闪烁计数器之一，对许多活度较高的样品可以不经过预处理而直接测量，完全能满足对回路水中的氚进行直接测量的要求。

2）回路水中氚的分布

表1所示为4个核动力装置回路水样品中氚的测量结果。由表可见，对于同一核动力装置而言，净化前和净化后一回路水中氚的活度变化不大，这表明一回路循环净化系统无法去除回路水中的氚。因此，在传热管无破损泄漏的情况下，随着反应堆运行时间的增加，一回路水中氚的活度会不断增加。因各反应堆的运行史各不相同，故A，B，C，D一回路水样品中氚的放射性活度浓度也存在差异。表1中二回路水中氚的放射性活度浓度在102量级，这是Tri-Carb 3100TR/SL的探测量级的下限。

表1 4个核动力装置回路水样品中氚的测量结果Tab.1 Rad ioactive concen tration of tritium in p rim ary and secondary loop water from four nuclear pow er p lan ts

由表1的计算可知，在A，B，C，D等4个核动力装置中，一回路水净化后的放射性活度浓度分别为相应二回路水的 633，893，188，394倍，高出了2个数量级［5-7］。这表明：

1）一、二回路水中氚放射性活度浓度的差异非常明显。当传热管有破损时，将会导致二回路中氚的放射性活度浓度明显升高，因此，通过对二回路水中氚的分析监测可以判断传热管有无破损。

2）采用取样测量的方法，利用现有实验室设备可以实现对回路水中氚的放射性活度浓度进行定期跟踪监测，但由于每个核动力装置的运行史不同，一回路和二回路水中氚的放射性活度浓度也不同，这就需要不断积累一、二回路水中氚的活度数据，为今后的分析工作提供参考和依据。

3 结 语

通过监测一回路水和二回路水中氚的放射性活度浓度，可与现有（或其他）方法相结合进一步完善传热管的破损监测。回路水中氚监测的分析灵敏度较高，可预先发现事故先兆，便于迅速采取必要的有效响应行动，控制和减小事故危害并保证核动力装置和人员的安全。其主要不足之处在于，目前还不能进行在线监测，在反应堆运行时不利于及时发现事故隐患。因此，可考虑研制一套回路水中氚的在线监测系统，以弥补当前取样监测方法的不足，为反应堆正常运行提供强有力的保障。

在氚活度在线监测技术尚未建立之前，可以建立连续的定期取样监测方法（制度），跟踪掌握传热管没有破损前回路水中氚的放射性水平。以便于及时分析确定传热管是否破损及其变化规律。在建立了氚活度在线监测技术之后，只需在二回路上安装一套该装置，即可在线监测传热管破损情况。这是因为氚的半衰期长，且在迁移过程中又不受净化系统的影响，一回路水中氚的产额可以根据反应堆的运行工况通过理论计算获得，然后再根据一、二回路水力特性，建立二回路水中氚的放射性水平与传热管破损当量之间的关系（数学模型），便可实现通过监测二回路水中氚的放射性水平来监测蒸汽发生器传热管的破损情况。

国外对水中氚的在线监测研究开展得较早，主要是通过水气分离装置获得含氚的气体，然后对气体样品进行净化、干燥等处置，进而完成气体样品中氚的浓度确定，最后折算成水中氚的放射性活度浓度。加拿大早在2000年便研制出了专门针对CANDU堆回路水中氚的在线监测装置。该装置通过回路水采样管路中的离心分离机和抽气装置将回路水蒸气分离出来，通过加热装置（可达250℃）加热，水蒸气经进一步除湿、压缩之后进入气体闪烁计数器装置完成氚含量的测量，最后，经冷凝装置冷却为液态水流回采样管路。这对于国内开展水中氚的在线监测装置具借鉴意义。

［1］臧希年，阎术.蒸汽发生器传热管断裂事件树分析［J］.核动力工程，1999，20（2）：169-173.

ZANG X N，YAN S.Event tree analysis for steam generator tube ruptures［J］.Nuclear power engineering，1999，20（2）：169-173.

［2］谢海燕，蔡琦，于雷.船用蒸汽发生器传热管破损事故研究［J］.海军工程大学学报，2006，18（2）：104-108.

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［3］袁明豪，周拥辉，于雪良，等.CPR1000与AP1000核电站蒸汽发生器传热管破裂事故分析研究［C］//中国核学会2009年学术年会论文集，北京，2009.

［4］蒋国强，罗德礼，陆光达，等.氚和氚的工程技术［M］.北京：国防工业出版社，2007.

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