通过60Co评估某电厂蒸汽发生器传热管一次侧减薄速率

2019-06-21刘志远

产业与科技论坛 2019年9期

□刘志远

一、引言

传热管材料减薄是影响核电厂安全可靠经济高效运行的重要隐患，而其减薄的现象是无法避免的。某电厂在一回路的在役设备检查中，并无法对材料在μm级以下的减薄速率进行评估，但充分了解燃料循环周期的材料减薄速率对于评估电站材料水化学环境、探讨超期服役可行性具有深远的意义。当前研究核电厂材料减薄问题的方向中，尚没有根据通过腐蚀活化产物活度的方法来对一回路金属材料的减薄速率进行定量评估。

二、60Co评估SG传热管一次侧减薄速率的分析与探讨

(一)计算的前提与假设。稳定核素59Co俘获中子生成感生放射性核素60Co，中子通量的大小直接影响60Co的生成率，而堆内的中子通量要比堆外周围空间的通量大一百亿倍以上[1]，因此只有被一回路冷却剂携带至堆芯的腐蚀的59Co才能够被活化产生60Co，离开堆芯后的59Co不会被活化。研究数据表明，60Co半衰期为5.26年，核电站一回路管道与设备的内外部氧化膜中60Co的平衡建立也需要5年以上[2]。假设冷却剂中的腐蚀产物的沉淀-溶解、金属内部氧化膜与外部沉积层到溶液中的溶解-沉积-侵蚀-结晶为动态平衡，即外部沉积层溶解多少量，金属就要进一步形成新的平衡，所以将所得的60Co释放量归为金属的腐蚀量,腐蚀产物在一回路的状态转变如图1所示。净化系统去除掉的腐蚀产物不再返回冷却剂；在堆功率、水化学控制参数维持平衡的条件下，从经过净化系统后腐蚀产物的平衡浓度到下一次取样前的变化速率忽略不计。

图1 腐蚀产物在一回路的状态转变示意图

(二)60Co在一回路生成的机理。59Co(n,γ)60Co,半衰期5.26y,主要辐射类型、能量(分支比)如下：β-0.315 MeV(99.7%)；γ 1.173 MeV(100%)；γ 1.332 MeV(100%)[3]。机组临界后，水中携带的含钴元素的杂质和堆芯固有的含钴杂质在堆芯被活化，堆内的活化产物以“溶解—沉积”方式重新溶解到冷却剂中，并在堆外设备和管道上再次沉积下来。机组次临界热停堆后，腐蚀产物的活化终止，在酸性还原的化学环境中，堆芯包括堆芯外的设备和管道内壁沉积的60Co活化腐蚀产物开始释放，释放的大部分60Co活化腐蚀产物被过滤器去除。开盖后，在酸性氧化阶段活化产物也会有一次集中的释放。

(三)数学建模计算燃料循环周期内60Co总释放量。60Co在净化过程中，放射性比活度基本按照如下公式呈指数函数下降，并与冷却剂总量、净化床效率和流量有关：

(1)

式中：M0——反应堆冷却剂总量；tL——净化系统床净化流量，t/h；ε——净化床效率；t——时间，h；C0——净化前放射性比活度，MBq/m3；C1——净化后放射性比活度，MBq/m3。

根据一回路腐蚀产物分析结果进行数据拟合，如：将第一周的数据进行理论净化计算，用第二周的数据乘以间隔的时间相减，即为一周内60Co腐蚀活化产物的释放量，依次类推，计算出功率运行期间60Co的释放量J(功率)。

根据燃料循环末期净化系统的运行流量、时间，可计算出J(净化系统停运)；若存在小修、硼酸价值实验，需要额外考虑释放量，计算出J(小停)、G(小停临界)、G(小停次临界)之后，再算出释放量S。计算得出某电厂第六燃料循环周期60Co的释放量为9.64E4MBq。

(四)计算推导蒸汽发生器传热管减薄速率。根据查阅核素与质量转换关系常数，计算得出1克60Co对应的放射性比活度为1.13E3Ci。

根据60Co有关核特性数据表所示，天然混合物中59Co的丰度为100%，根据靶核的微观活化截面以及辐照的中子通量密度等参数可以反算出受中子辐照的非放射性靶原子59Co的原子核数目，进而计算出含Co材料的腐蚀量。天然混合物中59Co的丰度也说明了本文为何采用60Co来衡算材料腐蚀量，该核素统计最具有代表性，计算更简洁。

在受中子辐照的靶材料中，由所关心的非放射性靶原子核所产生的活化比放射性核的数量，满足下列微分方程：

式中：Nm——单位体积受中子辐照靶材料中所关注的非放射性靶原子核数，1/cm3；Np——单位体积受中子辐照靶材料中，由靶原子核活化生成的放射性核数，1/cm3；σm——靶原子核的微观活化截面，10-24cm2；λp——活化所生成放射性核的衰变常数，S-1；φ——辐照中子通量密度，1/cm2·s。而σmφ就为所关心的非放射性靶原子核所产生的活化比放射性核的活化几率。假设φ和Nm均为常数，视为不随辐照时间而变化，在“t=0，Np(t)=0”的初始条件下，积分可得：