當主冷卻回路中的管道破裂時，會發(fā)生反應堆冷卻劑喪失事故（LOCA）[1]。在LOCA發(fā)生之后，泄漏處溢出的高溫高壓水會釋放到安全殼中。為了確保核電站堆芯冷卻和余熱排出，壓水堆（PWR）配備了應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）和安全殼噴霧系統(tǒng)（CSS）。安全殼內(nèi)的水池用于收集冷卻劑和噴霧溶液，通過ECCS和CSS中的泵為反應堆系統(tǒng)長期提供水源。而腐蝕性冷卻劑或高pH的噴霧水溶液（磷酸三鈉或氫氧化鈉）可能會使安全殼中的結(jié)構(gòu)和絕緣材料發(fā)生腐蝕進而溶解[2-5]。同時由于溫度、壓力和化學條件的變化，這些溶解物質(zhì)還會與其他物質(zhì)發(fā)生反應，產(chǎn)生沉淀[6-7]。這些化學沉淀物、腐蝕產(chǎn)物、灰塵和破碎材料夾雜形成碎屑。為了避免碎屑被運送到ECCS和CSS，在ECCS和CSS的入口處安裝了污水過濾器[8]。然而，碎屑極有可能在集水坑篩網(wǎng)上積聚形成床層，從而產(chǎn)生明顯的水頭損失[9]。當濾網(wǎng)堵塞嚴重時，流向ECCS和CSS的水會大量減少[10]，引起冷卻水的持續(xù)缺乏，反應堆堆芯的安全將受到威脅[11]。

許多國家已開展了試驗工作，以處理LOCA事故對污水池濾網(wǎng)堵塞的化學影響。其中，美國的研究內(nèi)容更為深入。通用安全問題GSI（Generic Safety Issue）-191是由美國核管理委員會（United States Nuclear Regulatory Commission，NRC）制定的，旨在評估PWR應急堆芯冷卻系統(tǒng)或安全殼噴霧系統(tǒng)的運行是否會在LOCA后發(fā)生中斷[1，10，12]。NRC贊助了許多化學效應研究項目，其中，阿拉莫斯國家實驗室開展的綜合化學效應測試（ICET）項目[13-14]和美國西屋電氣公司實施的支持GSI-191的安全殼污水池液體事故后化學效應評估（WCAP-16530-NP）是最有代表性的[15-16]。

根據(jù)ICET結(jié)果顯示：在高pH（pH9.5）條件下，鋁樣品發(fā)生了明顯的腐蝕，當溶液冷卻到室溫時，會產(chǎn)生Al（OH）3、AlOOH或相關形態(tài)的沉淀；試驗中的硅酸鈣將鈣釋放到溶液中與磷酸三鈉反應生成磷酸鈣。由于來自ICET項目的數(shù)據(jù)有限，在ICET項目基礎上，WCAP-16530-NP對其進行了補充。ICET試驗體系將所有材料放在一起，溶解和沉淀同時發(fā)生[13]，而WCAP-16530-NP則分別測量每種材料的溶解速率，溶解試驗后再進行沉淀試驗[15]。WCAP-16530-NP利用溶出和沉淀數(shù)據(jù)建立了一個化學模型，該模型可以保守預測大破口LOCA中可能形成的沉淀物的數(shù)量和特征。

為了評估非能動核電廠安全殼內(nèi)結(jié)構(gòu)材料、保溫材料以及零部件等在LOCA發(fā)生時的化學效應，模擬LOCA后地坑水介質(zhì)工況，對安全殼內(nèi)代表性材料溶解釋放Al、Zn、Ca、Fe等元素的行為進行研究。筆者在溶解試驗的基礎上，對上述元素在不同工況下的沉積行為進行分析。結(jié)合溶解與沉積試驗數(shù)據(jù)，為化學效應分析建模提供支持。

1. 試驗

1.1 試驗材料與方法

整個試驗體系包括溶解和沉淀兩部分試驗，如圖1所示，左側(cè)為沉淀系統(tǒng)，右側(cè)為溶解系統(tǒng)。為了模擬實際工況，試驗模擬了多種溫度和水化學條件（不同pH/不同沉淀方式），分析非能動核電廠安全殼內(nèi)水淹材料代表樣品，如Al片/Zn片/無機鋅涂層片（IOZ）/防火鋼板（兩塊鋅板中間夾混凝土）/帶銹碳鋼/無堿玻璃布/云母的主要元素釋放速率以及沉淀物構(gòu)成。試驗材料成分如表1所示。

圖 1 臺架試驗設備示意

Figure 1. Schematic of bench tests equipment

1.2 溶解試驗

模擬了核電廠事故發(fā)生初期，材料在不同溫度（75~145 ℃）硼酸溶液（pH4）中的溶解釋放行為，以及噴淋系統(tǒng)噴出氫氧化鈉（pH8，pH12）時不同溫度下材料的溶解釋放行為。相關試驗參數(shù)如表2所示，溶液pH由氫氧化鈉和硼酸控制。為了充分跨越LOCA場景中集水槽的水溫范圍，測試溫度設為75，120，145 ℃。溶出測試的采樣時間分別為10，20，30，60，90 min。