CN113689961A - 一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂ph控制方法 - Google Patents

一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂ph控制方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,涉及压水型核反应堆水化学技术领域,其技术方案要点是:基于理论算法分析得到300℃温度条件下不同PH值所对应的硼浓度、锂浓度之间的线型拟合关系式;测得一回路冷却剂中的总硼浓度和总锂浓度,计算得到预设PH控制范围所对应的锂浓度范围或硼浓度范围;通过启闭一回路冷却剂净化系统调控一回路冷却剂中的总锂浓度处于锂浓度范围内或总硼浓度处于硼浓度范围,完成一回路冷却剂PH控制。本发明提升了燃料包壳材料长周期运行的可靠性和反应堆堆芯中子经济性,简化了反应堆一回路冷却剂的化学运行,降低了核电站运行成本。

Description

一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法
技术领域
本发明涉及压水型核反应堆水化学技术领域,更具体地说,它涉及一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法。
背景技术
在传统压水堆核电站中,由于堆芯反应性控制需要,反应堆一回路冷却剂中加入了高浓度可溶性中子毒物(硼,B),冷却剂中的硼浓度从反应堆运行初期约2000mg/kg逐渐降低至运行末期约50mg/kg。反应堆功率运行期间需通过调节一回路冷却剂中的硼浓度以实现反应堆的功率调节,但反应堆冷却剂的调硼操作过程复杂、响应缓慢,越来越难以满足未来智能电网的发展需求(核电机组不再作为电网的基础负荷,而应具备快速的负荷跟踪能力,很好地实现日负荷跟踪、负荷调节和频率控制)。
随着反应堆堆芯设计技术的进步和核燃料材料技术的发展,核反应堆采用棒控堆芯技术逐渐成为可能,可以很好地满足未来电网的快速负荷跟踪需求。例如,目前模块化小堆设计已采用了棒控堆芯技术,即在反应堆正常运行过程中反应堆的反应性控制全部通过调节控制棒来完成,无需采用可溶性化学毒物(硼,B)来调节堆芯反应性;而我国某型第三代1000MWe级核电反应堆也通过在燃料芯块表面磁控溅射涂覆ZrB2等新技术来提高燃料燃耗和延长换料周期,且在反应堆功率运行期间的快速负荷跟踪完全通过控制棒(M棒)来完成。由此可以看出,未来核电反应堆(无论反应堆功率大小)正朝着采用棒控堆芯、能够进行快速负荷跟踪的技术方向发展,从反应堆反应性控制角度来说,无需向反应堆一回路冷却剂中添加硼酸。
但从反应堆冷却剂系统材料腐蚀控制方面来说,研究表明加入少量硼可减缓由于反应堆一回路冷却剂中氢氧化锂浓缩导致的锆合金苛性腐蚀,在堆芯发生泡核沸腾情况下,此时锂容易出现浓缩,对燃料包壳锆合金完整性有利,这要求反应堆一回路冷却剂中需要加入少量硼。因此,如何研究设计一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法是我们目前急需解决的问题。
发明内容
为解决现有技术中的不足,本发明的目的是提供一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法。
本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的:一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,包括以下步骤:
基于理论算法分析得到300℃温度条件下不同PH值所对应的硼浓度、锂浓度之间的线型拟合关系式,多个线型拟合关系式组成线型关系式组;
测得一回路冷却剂中的总硼浓度和总锂浓度,根据线型关系式组以及总硼浓度、总锂浓度中的至少一种计算得到预设PH控制范围所对应的锂浓度范围或硼浓度范围;
通过启闭一回路冷却剂净化系统调控一回路冷却剂中的总锂浓度处于锂浓度范围内或总硼浓度处于硼浓度范围,完成一回路冷却剂PH控制。
进一步的,所述线型关系式组具体为:
Figure BDA0003229879740000021
其中,Y表示锂浓度;X表示硼浓度;m1、mi、mn表示不同线型拟合关系式所对应的PH值;
Figure BDA0003229879740000022
表示不同PH值所对应线型拟合关系式的系数项,均为常数;
Figure BDA0003229879740000023
表示不同PH值所对应线型拟合关系式的常数项,均为常数;1、i、n表示不同线型拟合关系式的序号。
进一步的,所述线型关系式组所对应的PH值范围为:7.1-7.3。
进一步的,所述线型关系式组中相邻线型拟合关系式之间的PH差值为0.1-1。
进一步的,所述一回路冷却剂中添加的硼为富集B-11,富集度不低于99.9%。
进一步的,所述一回路冷却剂中添加的硼质量浓度为50~500mg/kg。
进一步的,所述一回路冷却剂中添加的锂为富集Li-7,富集度不低于99.9%。
进一步的,所述一回路冷却剂中添加的锂质量浓度为0.45~2.32mg/kg。
进一步的,所述一回路冷却剂PH控制选取总硼浓度、总锂浓度中偏移系数最小的进行调控;
偏移系数计算公式如下:
Figure BDA0003229879740000031
其中,P表示偏移系数;Cs表示硼或锂测得的总浓度值;Cj表示锂浓度范围或硼浓度范围中最靠近对应硼或锂测得的总浓度值的近端点浓度值;C1表示锂浓度范围或硼浓度范围的终止点浓度值;C0表示锂浓度范围或硼浓度范围的起始点浓度值。
进一步的,所述一回路冷却剂PH控制过程具体为:
确定调控对象以及对应的调控浓度范围,调控浓度范围为锂浓度范围或硼浓度范围;
选取调控浓度范围中靠近调控对象测得的总浓度值的近端点浓度值;
选取调控浓度范围的中点浓度值;
以中点浓度值与近端点浓度值之间中点的浓度值为调控终值进行调控。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:
1、本发明提供的棒控堆芯核反应堆的一回路冷却剂pH控制方法,所需硼浓度仅为50~500mg/kg,相对于不添加硼的一回路冷却剂pH控制技术而言,本发明可以大大降低燃料包壳材料锆合金的腐蚀,有利于保证包壳材料锆合金的完整性;同时可以显著降低添加高浓度硼酸所需要的系统设备购置成本及运行维护成本,如减小硼酸储罐体积,取消硼酸储罐及管道伴热等;
2、本发明提供的棒控堆芯核反应堆的一回路冷却剂pH控制方法,所需锂浓度为0.45~2.32mg/kg,锂浓度控制上限远远低于国际标准规定的4.5mg/kg的上限值,可减缓锂浓缩对燃料包壳材料的腐蚀影响,有利于保证包壳材料锆合金的完整性;且大大降低了硼和锂的使用量,大大降低了核电站的运行成本,具有显著的经济效益;
3、所需硼为高富集度的B-11,,其在起到缓解锆合金(燃料包壳)腐蚀的同时,不会吸收反应堆堆芯的中子,可提高反应堆的中子经济性;且配套采用富集B-11转型的净化阴树脂,一回路冷却剂中无B-10存在,因此不会像B-10那样吸收中子生成Li-7(Li-7浓度增加将导致pH显著增加),有利于一回路冷却剂pH的长周期稳定控制,大大简化了反应堆一回路冷却剂的化学运行;
4、本发明提供的棒控堆芯核反应堆的一回路冷却剂pH控制方法相对于以理论方法算法所确定的线型关系式组有效克服了高温条件下测量硼、锂浓度的准确性和测量难度大的问题。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1是本发明实施例中的线型关系式组示意图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
需说明的是,当部件被称为“固定于”或“设置于”另一个部件,它可以直接在另一个部件上或者间接在该另一个部件上。当一个部件被称为是“连接于”另一个部件,它可以是直接或者间接连接至该另一个部件上。
需要理解的是,术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是两个或两个以上,除非另有明确具体的限定。
实施例1:一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法
如图1所示,现以300℃的温度条件,PH值分别为7.1、7.2、7.3进行分析,得到由三个线型拟合关系式组成线型关系式组,线型关系式组表达式如下:
Figure BDA0003229879740000051
其中,Y表示锂浓度;X表示硼浓度。
实施例2:硼浓度为50mg/kg时硼锂协调pH控制方法
首先,根据棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂化学周期取样要求,取得一回路冷却剂化学样品,采用相应检测方法测得一回路冷却剂中总硼浓度和总锂浓度,当此时测得的总硼浓度为50mg/kg、总锂浓度1.42mg/kg。
然后,根据线型关系式组计算得到当总硼浓度为50mg/kg时,欲保持棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂pH在7.1~7.3,所需锂浓度范围为0.45~0.72mg/kg。此外,根据线型关系式组计算得到当总锂浓度1.42mg/kg时,欲保持棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂pH在7.1~7.3,所需硼浓度范围为256.00~512.10mg/kg。
经过计算总硼浓度为50mg/kg时锂调控的偏移系数为2.59,总锂浓度1.42mg/kg时硼调控的偏移系数为0.80。则此时可以选择对硼浓度进行调控,而调控硼浓度时的调控终值为320.25mg/kg。
由于测得的总硼浓度不在256.00~512.10mg/kg范围内,且硼浓度偏低,则考虑开启一回路冷却剂化学加药系统向一回路中补充硼;直到反应堆一回路冷却剂中硼浓度达到320.25mg/kg。
需要说明的是,上述调控方式仅为本实施例的一种优选方式,为满足实际需求,在进行总硼浓度或总锂浓度调控中,可灵活选择其中一种进行调控。
实施例3:硼浓度为250mg/kg时硼锂协调pH控制方法
首先,根据棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂化学周期取样要求,取得一回路冷却剂化学样品,采用相应检测方法测得一回路冷却剂中总硼浓度和总锂浓度,当此时测得的总硼浓度为250mg/kg、总锂浓度0.82mg/kg。
然后,根据线型关系式组计算得到当总硼浓度为250mg/kg时,欲保持棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂pH在7.1~7.3,所需锂浓度范围为0.88~1.40mg/kg mg/kg。此外,根据线型关系式组计算得到当总锂浓度0.82mg/kg时,欲保持棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂pH在7.1~7.3,所需硼浓度范围为79.53~226.38mg/kg。
经过计算总硼浓度为250mg/kg时锂调控的偏移系数为0.1154,总锂浓度0.82mg/kg时硼调控的偏移系数为0.1608。则此时可以选择对锂浓度进行调控,而调控锂浓度时的调控终值为1.01mg/kg。
由于测得的总锂浓度不在0.88~1.40mg/kg范围内,且锂浓度偏低,则考虑开启一回路冷却剂化学加药系统向一回路中补充锂;直到反应堆一回路冷却剂中硼浓度达到1.01mg/kg。
需要说明的是,上述调控方式仅为本实施例的一种优选方式,为满足实际需求,或节约成本,或提高调控效率,在进行总锂浓度调控中,也可仅调控至端点值0.88mg/kg。
工作原理:本发明基于硼锂协调控制pH值的理论计算结果,提出了采用50~500mg/kg的富集B-11和0.45~2.32mg/kg的富集Li-7协调控制棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂pH值的方法,该方法不仅可有效控制一回路冷却剂pH值在7.1~7.3范围内(减缓核反应堆一回路系统的腐蚀),而且还提升了燃料包壳材料长周期运行的可靠性和反应堆堆芯中子经济性,简化了反应堆一回路冷却剂的化学运行,降低了核电站运行成本。
此外,于现有技术中通过配置混合硼锂混合液测量得到关系式,其测量温度为常规标准PH测量温度:25℃,特别说明的除外,本发明以理论方法算法所确定的线型关系式组有效克服了高温条件下测量硼、锂浓度的准确性和测量难度大的问题。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,包括以下步骤:
基于理论算法分析得到300℃温度条件下不同PH值所对应的硼浓度、锂浓度之间的线型拟合关系式,多个线型拟合关系式组成线型关系式组;
测得一回路冷却剂中的总硼浓度和总锂浓度,根据线型关系式组以及总硼浓度、总锂浓度中的至少一种计算得到预设PH控制范围所对应的锂浓度范围或硼浓度范围;
通过启闭一回路冷却剂净化系统调控一回路冷却剂中的总锂浓度处于锂浓度范围内或总硼浓度处于硼浓度范围,完成一回路冷却剂PH控制。
2.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述线型关系式组具体为:
Figure FDA0003229879730000011
其中,Y表示锂浓度;X表示硼浓度;m1、mi、mn表示不同线型拟合关系式所对应的PH值;
Figure FDA0003229879730000012
表示不同PH值所对应线型拟合关系式的系数项,均为常数;
Figure FDA0003229879730000013
表示不同PH值所对应线型拟合关系式的常数项,均为常数;1、i、n表示不同线型拟合关系式的序号。
3.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述线型关系式组所对应的PH值范围为:7.1-7.3。
4.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述线型关系式组中相邻线型拟合关系式之间的PH差值为0.1-1。
5.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述一回路冷却剂中添加的硼为富集B-11,富集度不低于99.9%。
6.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述一回路冷却剂中添加的硼质量浓度为50~500mg/kg。
7.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述一回路冷却剂中添加的锂为富集Li-7,富集度不低于99.9%。
8.根据权利要求1所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述一回路冷却剂中添加的锂质量浓度为0.45~2.32mg/kg。
9.根据权利要求1-8任意一项所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述一回路冷却剂PH控制选取总硼浓度、总锂浓度中偏移系数最小的进行调控;
偏移系数计算公式如下:
Figure FDA0003229879730000021
其中,P表示偏移系数;Cs表示硼或锂测得的总浓度值;Cj表示锂浓度范围或硼浓度范围中最靠近对应硼或锂测得的总浓度值的近端点浓度值;C1表示锂浓度范围或硼浓度范围的终止点浓度值;C0表示锂浓度范围或硼浓度范围的起始点浓度值。
10.根据权利要求1-8任意一项所述的一种棒控堆芯核反应堆一回路冷却剂PH控制方法,其特征是,所述一回路冷却剂PH控制过程具体为:
确定调控对象以及对应的调控浓度范围,调控浓度范围为锂浓度范围或硼浓度范围;
选取调控浓度范围中靠近调控对象测得的总浓度值的近端点浓度值;
选取调控浓度范围的中点浓度值;
以中点浓度值与近端点浓度值之间中点的浓度值为调控终值进行调控。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2024066154A1 (zh) * 2022-09-28 2024-04-04 中广核研究院有限公司 一回路水化学确定方法、装置、设备、介质和程序产品

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101169982A (zh) * 2006-10-25 2008-04-30 核电秦山联营有限公司 反应堆一回路可溶硼硼-10丰度的跟踪计算方法
CN110097986A (zh) * 2019-06-12 2019-08-06 中国核动力研究设计院 一种核反应堆碱性水质条件下硼浓度的监测方法及其应用
CN111276270A (zh) * 2020-02-18 2020-06-12 岭东核电有限公司 核电站的反应性监测方法及自动监测系统、存储介质

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101169982A (zh) * 2006-10-25 2008-04-30 核电秦山联营有限公司 反应堆一回路可溶硼硼-10丰度的跟踪计算方法
CN110097986A (zh) * 2019-06-12 2019-08-06 中国核动力研究设计院 一种核反应堆碱性水质条件下硼浓度的监测方法及其应用
CN111276270A (zh) * 2020-02-18 2020-06-12 岭东核电有限公司 核电站的反应性监测方法及自动监测系统、存储介质

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2024066154A1 (zh) * 2022-09-28 2024-04-04 中广核研究院有限公司 一回路水化学确定方法、装置、设备、介质和程序产品

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