本发明涉及核反应堆技术领域，特别是涉及一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法。
背景技术
压水堆核电站中反应堆冷却剂作为系统的慢化剂和载热剂，其工作条件恶劣，在高温、高压、高速流动、高热通量及高中子通量辐照条件下易导致冷却剂浸润结构的腐蚀。反应堆冷却剂水质直接影响一回路结构材料的腐蚀以及腐蚀产物的释放、迁移和沉积，与反应堆长期安全可靠运行密切相关。
为了降低压水堆核电站一回路结构材料腐蚀，以及减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化，压水堆核电站一般均采用碱性水质。目前国内外陆基压水堆核电站基本上均采用硼控堆芯，硼酸作为可溶性中子毒物加入反应堆冷却剂中以满足反应性控制的需求，与此同时，硼酸的存在能够改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响；而对于棒控堆芯，反应堆冷却剂无需添加硼酸用于反应性控制，若为了满足水化学要求而加入硼酸，会在寿期末带来反应性惩罚，并增加了冷却剂意外稀释造成正反应性引入事故的风险；因此，基于硼控堆芯制定的反应堆冷却剂水质方案不适用于采用棒控堆芯的压水堆核电站。俄罗斯浮动核电站采用的与氮气稳压技术相配套的氨型水质方案，需配置专门的冷却剂除气系统，导致相关的工艺配置和运行操作较为复杂，且该水质方案主要适用于采取氮气稳压的压水堆核电站。
为此，本专利提供一种适用于压水堆核电站棒控堆芯的反应堆冷却剂水质方案，不仅能够有效降低核电站一回路结构材料腐蚀，改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化，提高燃料组件运行的安全性和可靠性；同时尽可能降低对寿期、经济性、安全性等总体指标的负面影响。
技术实现要素：
针对上述提出的基于硼控堆芯制定的反应堆冷却剂水质方案不适用于采用棒控堆芯的压水堆核电站，而如采用氨型水质方案，存在的需配置专门的冷却剂除气系统，导致相关的工艺配置和运行操作较为复杂，且该水质方案主要适用于采取氮气稳压的压水堆核电站的问题，本发明提供了一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法，该方法不仅能够有效降低核电站一回路结构材料腐蚀，改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化，提高燃料组件运行的安全性和可靠性；同时可降低对寿期、经济性、安全性等总体指标的负面影响。
为解决上述问题，本发明提供的一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法通过以下技术要点来解决问题：一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法，该水质控制方法包括向反应堆冷却剂中加入硼酸，且所述硼酸为富集硼-11硼酸，且富集硼-11硼酸中，11b丰度范围为80.2％～100％；
冷却剂中，b元素的浓度范围为10mg/kg～300mg/kg。
本方案中，通过向反应堆冷却剂水质中加入特定11b丰度范围的富集硼-11硼酸，同时，通过控制硼酸的浓度，可以有效降低由于氢氧化锂或氢氧化钾在发生泡核沸腾时浓缩造成的燃料包壳锆合金苛性腐蚀风险。同时，相较于现有技术中采用的为硼-10的硼酸，由于硼-11中子吸收截面很小，与使用天然硼的硼酸相比，富集硼-11可减少甚至消除寿期末中子强吸收体硼-10带来的反应性惩罚；另一方面，本方案中硼酸为富集硼-11，相较于现有技术，由于硼-10的存在增加了冷却剂意外稀释造成正反应性引入事故的风险，采用本方法控制水质，提高了对停堆裕量的要求，还可能提出额外的防硼误稀释措施或系统设置需求，富集硼-11可以减轻甚至消除这种负面效应。
综上，该方法不仅能够有效降低核电站一回路结构材料腐蚀，改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化，提高燃料组件运行的安全性和可靠性；同时采用本方案进行冷却剂水质控制，还可降低对寿期、经济性、安全性等总体指标的负面影响。
本方案中，所使用的硼酸中硼-11富集度越高，越能减轻惩罚和负面效应。
进一步的技术方案为：
作为一种具体的反应堆冷却剂水质控制方法，还包括氢氧化锂或氢氧化钾浓度控制、溶氢浓度控制、溶氧浓度控制、氯离子浓度控制、氟离子浓度控制、硫酸根离子浓度控制、溶硅浓度控制、钠浓度控制、钙浓度控制、镁浓度控制、铝浓度控制；
所述氢氧化锂或氢氧化钾浓度控制中，控制为冷却剂ph300℃为7.1～7.3；
溶氢浓度控制、溶氧浓度控制为：控制冷却剂中的溶氢浓度维持在25ml(stp)/kg·h2o～35ml(stp)/kg·h2o；
氯离子浓度控制、氟离子浓度控制、硫酸根离子浓度控制和钠浓度控制控制为：控制冷却剂中氯离子浓度、氟离子浓度、硫酸根离子浓度和钠浓度控制均低于0.15mg/kg；
溶硅浓度控制、钙浓度控制、镁浓度控制、铝浓度控制为：控制冷却剂中溶硅浓度低于0.4mg/kg；控制冷却剂中钙浓度、镁浓度、铝浓度均低于0.05mg/kg。
更进一步的，冷却剂中，b元素的的浓度控制在100mg/kg～150mg/kg。采用本方案中的b元素浓度，可实现在改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化的同时，使得b元素尽可能不影响反应堆的反应性。
本发明具有以下有益效果：
采用该方法，较低的硼浓度可明显改善氢氧化锂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，降低核电站一回路结构材料腐蚀，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化：核电站一回路结构材料腐蚀速率可有效降低50％以上，减少60％以上的腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化；对应的硼浓度可明显改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，使锆合金在碱化剂局部浓缩条件下的腐蚀速率可降低30％以上；
采用本方案不仅能满足水质控制要求，同时本控制方法的实施对寿期、经济性、安全性等总体指标的影响较小。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明，但是本发明不仅限于以下实施例：
实施例1：
本实施例提供了一种适用于棒控堆芯的反应堆冷却剂水质控制方法：
该水质控制方法包括向反应堆冷却剂中加入硼酸，且所述硼酸为富集硼-11硼酸，且富集硼-11硼酸中，11b丰度范围为80.2％～100％；
冷却剂中，b元素的浓度范围为10mg/kg～300mg/kg。
本方案中，通过向反应堆冷却剂水质中加入特定11b丰度范围的富集硼-11硼酸，同时，通过控制硼酸的浓度，可以有效降低由于氢氧化锂或氢氧化钾在发生泡核沸腾时浓缩造成的燃料包壳锆合金苛性腐蚀风险。同时，相较于现有技术中采用的为硼-10的硼酸，由于硼-11中子吸收截面很小，与使用天然硼的硼酸相比，富集硼-11可减少甚至消除寿期末中子强吸收体硼-10带来的反应性惩罚；另一方面，本方案中硼酸为富集硼-11，相较于现有技术，由于硼-10的存在增加了冷却剂意外稀释造成正反应性引入事故的风险，采用本方法控制水质，提高了对停堆裕量的要求，还可能提出额外的防硼误稀释措施或系统设置需求，富集硼-11可以减轻甚至消除这种负面效应。
综上，该方法不仅能够有效降低核电站一回路结构材料腐蚀，改善碱化剂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化，提高燃料组件运行的安全性和可靠性；同时采用本方案进行冷却剂水质控制，还可降低对寿期、经济性、安全性等总体指标的负面影响。
本方案中，所使用的硼酸中硼-11富集度越高，越能减轻惩罚和负面效应。
实施例2：
本实施例在实施例1的基础上作进一步限定：
作为一种具体的反应堆冷却剂水质控制方法，还包括氢氧化锂或氢氧化钾浓度控制、溶氢浓度控制、溶氧浓度控制、氯离子浓度控制、氟离子浓度控制、硫酸根离子浓度控制、溶硅浓度控制、钠浓度控制、钙浓度控制、镁浓度控制、铝浓度控制；
所述氢氧化锂或氢氧化钾浓度控制中，控制为冷却剂ph300℃为7.1～7.3；
溶氢浓度控制、溶氧浓度控制为：控制冷却剂中的溶氢浓度维持在25ml(stp)/kg·h2o～35ml(stp)/kg·h2o；
氯离子浓度控制、氟离子浓度控制、硫酸根离子浓度控制和钠浓度控制控制为：控制冷却剂中氯离子浓度、氟离子浓度、硫酸根离子浓度和钠浓度控制均低于0.15mg/kg；
溶硅浓度控制、钙浓度控制、镁浓度控制、铝浓度控制为：控制冷却剂中溶硅浓度低于0.4mg/kg；控制冷却剂中钙浓度、镁浓度、铝浓度均低于0.05mg/kg。
更进一步的，冷却剂中，b元素的的浓度控制在100mg/kg～150mg/kg。
实施例3：
本实施例在实施例1或实施例2的基础上，提供了一种具体的水质控制方法：本实施例以浮动核电站项目为例，为维持反应堆冷却剂还原性碱性环境，反应堆冷却剂采用7li丰度为99.9％的氢氧化锂作为碱化剂，将冷却剂ph300℃控制在7.1～7.3；反应堆冷却剂中加入11b丰度为90％的硼酸，冷却剂中硼酸浓度(以b计)控制在100mg/kg～150mg/kg，以缓解氢氧化锂局部浓缩对锆合金腐蚀的不利影响；同时将冷却剂中的溶氢浓度维持在25ml(stp)/kg·h2o～35ml(stp)/kg·h2o，以使运行期间冷却剂中的溶氧浓度低于0.005mg/kg；氯离子浓度、氟离子浓度、硫酸根离子浓度和钠浓度控制在低于0.15mg/kg；溶硅浓度控制在低于0.4mg/kg；钙浓度、镁浓度、铝浓度控制在低于0.05mg/kg。
该方案能够降低由于氢氧化锂在发生泡核沸腾时浓缩造成的燃料包壳锆合金苛性腐蚀风险，降低核电站一回路结构材料腐蚀，减少腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积和活化，同时与使用天然硼的硼酸相比，可减少寿期末10b残留带来的反应性惩罚，冷却剂意外稀释造成的正反应性引入速度和总量也将减少，对堆芯安全性的负面影响将变小。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明的技术方案下得出的其他实施方式，均应包含在本发明的保护范围内。