本申请是申请日为2015年7月29日，发明名称为“用于核电厂的热态功能试验期间的主系统材料钝化的化学工艺”的中国专利申请201580040744.9的分案申请。
相关申请的交叉参考
本申请要求2014年7月30日提交的题为chemicalprocessforprimarysystemmaterialpassivationduringhotfunctionaltestingofnuclearpowerplants美国临时专利申请序列号62/030，850的优先权，将其中的内容通过引用以其整体并入本文。
背景技术：
1.领域
本发明一般涉及核电厂的热态功能试验，并且更具体地涉及在热态功能试验期间在主系统的材料上的保护性氧化物膜的发展。
2.相关技术
核电厂一般包括主系统，它包括反应堆容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、增压器和连接管道。反应堆冷却剂回路包括反应堆冷却剂泵、蒸汽发生器和将这些组件连接到反应容器的管道。核电厂可以有两个、三个或四个反应堆冷却剂的回路。核燃料包含在反应堆芯中，其被容纳在反应堆容器中。主系统的一个功能是将热量从核燃料转移到蒸汽发生器。
为了使主系统执行其功能，冷却水通过主系统中循环。由该冷却水所接触的系统材料和表面将会经受一般腐蚀。在一次侧表面例如金属表面上的钝化(例如保护性)的氧化物膜的发展对于控制材料和部件的腐蚀，以及对于电厂运行期间控制腐蚀产物的释放是重要的。随着金属腐蚀，生成金属氧化物。部分金属氧化物在一次侧表面上形成粘附性层，和金属氧化物的其余部分被释放到冷却水中。作为粘附性氧化物层的发展，它变得越来越钝化(例如保护性的)，并且减慢与金属表面的腐蚀反应，最终腐蚀反应降低到低的稳态值。
在压水反应堆中的主系统(pwr)是反应堆冷却剂系统(rcs)。在pwr中，在电厂运行期间在rcs中的结构材料暴露于高温的反应堆冷却剂时，发生腐蚀和形成沉积。这些腐蚀产物随后被释放到反应堆冷却剂中，并可以沉积在反应堆芯中的燃料上。从历史上看，显著努力已经花费在耐腐蚀材料的选择，以及化学控制添加剂和电厂运行实践的发展，以最大限度地减少腐蚀的形成和沉积。在正常电厂运行期间，化学控制用于发展关于主系统材料和表面上的钝化膜以控制电厂运行期间的腐蚀速率和腐蚀释放速率，以尽量减少腐蚀产物在芯上的沉积(作为“污垢”)和随后的激活。对于尽量减少与污垢相关的燃料性能问题和电厂剂量率的风险，这是必要的。
在向核堆芯(预堆芯)装载燃料之前，新的核电厂经受热态功能试验(hft)以证实电厂的可运行性。在预堆芯hft期间，在最初暴露于高温的冷却剂水时，在主系统例如rcs中的表面上发展初始(最早)的氧化层。在预堆芯hft之后，在核电厂的后续商业化运行期间，这种最早的氧化层的影响可沉积在芯上的腐蚀产物的总量，从而影响燃料污垢的风险和电厂剂量率。因此，相信对于核电厂的寿命而言，最早的氧化物层影响耐腐蚀性。
在1970年和1980年启动的pwr已经仅使用氢氧化锂用于主系统的化学控制以维持碱性ph来进行hft。自那时以来，电厂使用溶解的氢以在rcs表面上发展更具保护性的氧化物来进行hft。此外，至少一种电厂已经在hft期间用硼酸和过氧化氢模拟换料停堆中的化学条件，这导致腐蚀产物的溶解，使得它们可以容易地通过离子交换从系统除去。
在核电厂的商业化运作中，经验已经表明，有得自锌注入的益处。例如，已经发现，随着锌纳入主系统表面例如rcs表面上现有的腐蚀膜，氧化物变得更加稳定和更具保护性，抑制整体和局部的腐蚀。绝大多数执行锌注入的pwr是成熟的电厂，其在运行显著长时间(例如15至20年后)开始该过程，具有正常的一次水化学。在功率运行期间，仅在正常的工作温度下注入锌。因此，在这些成熟的电厂中，由于持续的电厂运行，现有的氧化物膜已形成并确立在金属表面上。在现有的氧化物膜中存在镍和钴原子，和锌注入用于重构现有的氧化物膜。重构过程可以继续许多燃料循环，直到重构的现有氧化物膜在金属氧化物界面附近具有高浓度的锌和铬。由于锌原子纳入现有的氧化物膜和它们取代或替代其他原子，例如镍和钴原子，在运行的核电厂注入锌可引起粒料或溶解的腐蚀产物的额外释放到冷却剂中。这些额外的腐蚀产物释放到冷却剂中可提高在主系统中循环的腐蚀产物的释放，这可以增加可沉积在燃料上的材料的量，从而潜在地对于燃料的性能问题增加风险。
该额外的风险限制了可以在功率运行期间使用的锌浓度，特别是对于具有较高的欠热核沸腾的pwr而言。欠热沸腾过程提供了一种用于循环腐蚀产物以富集并沉积在反应堆堆芯中的核燃料元件的包壳表面处的机制。污垢沉积发生在反应堆堆芯经受欠热沸腾到显著大于在非沸腾表面上的程度的区域。一旦存在多孔污垢沉积物，沸腾过程就还提供了一种将冷却剂中的任何污染物富集在污垢层中的机制。增加的污垢沉积可导致增加的污垢引起的功率波动(cips)的风险，也称为轴向偏移异常(aoa)。污垢引起的局部腐蚀(cilc)的风险也可增加。当污垢沉积物变得足够广泛和欠热沸腾率足够高以导致显著量的锂-硼化合物沉淀在污垢层内时，发生cips。这导致轴向功率分布偏离硼沉积物。局部地，厚污垢沉积物还可减少热传递和提高燃料包壳的温度，这可导致cilc。
与向运行中的核电厂内的冷却剂水添加锌相关的另一问题是，氧化锌或锌硅酸盐沉积在燃料包壳的污垢内的可能性。这种沉积可能减少通过多孔污垢的传递，从而可能提高燃料包壳的腐蚀。如果污垢内的沸腾浓缩过程使锌浓度超过氧化锌或锌硅酸盐的溶解度极限，这种情况的可能性可增加。为了减少或排除在运行的核电厂中的这些燃料的风险，在功率运行期间，监测和控制在冷却剂中锌的水平，并且通常限于40ppb以下。
已发现预堆芯hft提供了启动保护性氧化物膜在主系统的表面上发展和除去释放的腐蚀产物的独特机会，这可以在功率运行期间防止沉积和中子活化。此外，由于在预堆芯hft之前核电厂尚未运行，没有形成现有的氧化物膜，因此，在预堆芯hft期间形成在rcs表面上的初始保护性氧化物膜可包括纳入其中的锌，而无需重构现有的膜。日本的tomari3是世界上首个在热态功能试验期间注入锌的pwr，但所使用的水平与功率运行期间的相似，即，3至7ppb。因为预堆芯hft期间未装载燃料，因此可以增加注入冷却剂水中的锌量，而无与燃料有关的担忧和问题的风险。因此，在本领域中需要改善预堆芯hft期间的反应堆冷却剂化学的控制作为预处理过程，以在核电厂的正常功率运行之前钝化rcs表面，以便控制腐蚀和优化核电厂中的电厂系统的性能和长期完整性。这也将显著降低在正常功率运行期间可沉积在燃料上和变为活化的腐蚀产物的总量，从而改善了燃料的性能和尽量减少电厂剂量率。
发明概述
本发明通过提供钝化核电厂的主系统中的金属表面的方法实现了上述目标，该核电厂具有核堆芯和流过主系统的冷却剂水。该方法包括：在热态功能试验期间向冷却剂水添加锌和在核电厂的核堆芯中的初始装载燃料之前，使锌接触在主系统中的新鲜金属表面，并在金属表面上形成初始的含锌的氧化物膜。
在某些实施方案中，核电厂是压水反应堆，和主系统是反应堆冷却剂系统。
锌可具有约5至约300ppb，或大于约10至约300ppb，或大于约40至约300ppb，或约5至约100ppb，或大于约10至约100ppb级，或大于约40至约100ppb的浓度。锌可以是醋酸锌。
该方法可以进一步包括向冷却剂水添加碱，例如氢氧化物。碱可以为足以使冷却剂水在运行温度下具有约6.9至约7.4或在25℃下约9.5至10.1的碱性ph的浓度。碱可以选自氢氧化锂、氢氧化钾和它们的混合物。锂的浓度可以是约0.3至约2.0ppm。
该方法可以进一步包括向冷却剂水添加硼酸。硼的浓度可为约100ppm或更少。
该方法可以进一步包括向冷却剂水添加氢。氢可以以至少约4cc/kg，或从约4至约50cc/kg，或约4到约15cc/kg，或约15至约30cc/kg，或约4.5cc/kg的量存在于冷却剂水中。
随着以电厂特定方式将rcs带至正常运行温度，然后回落至环境温度，通过一系列对于系统试验所维持的温度保持点或“平台”控制冷却剂化学。在某些实施方案中，当冷却剂水的温度为约350°f或更高时，启动添加锌和/或锂和/或氢。
本发明还提供用于在预堆芯热态功能试验期间在新的核电厂的主系统中钝化金属表面的方法。核电厂具有核堆芯和流经主系统中的冷却剂水。该方法包括启动碱还原阶段，随后启动酸还原阶段和随后启动酸氧化阶段。碱还原阶段包括添加足以将冷却剂水保持在碱性ph的量的氢氧化物和向冷却剂水添加锌。使锌接触在主系统中的金属表面和在金属表面上形成含锌的氧化物膜。酸还原阶段包括将冷却剂水硼酸化(borating)至约500ppm硼或更大从而在25℃下达到约4.0至5.6的ph。在某些实施方案中，可以在此阶段期间继续注入锌。酸氧化阶段包括向冷却剂水添加氧化剂。
启动碱还原阶段之前，可以向冷却剂水添加除氧剂，例如但不限于肼。当冷却剂水的温度为约250°f或更低，或约150°f或更低时，可添加除氧剂。在某些实施方案中，以氧的化学计量比量的约1.5倍的量添加除氧剂。在其他实施方案中，以使得冷却剂水中的所得氧水平小于约100ppb的量添加除氧剂。
可在约350°f或更高的温度下进行碱还原阶段。在某些实施方案中，可以在模拟核电厂的正常运行温度的温度下进行碱还原阶段。在某些实施方案中，正常运行温度为约500°f至约600°f。
在水冷却剂温度为约180°f或更低时，对于酸-氧化阶段可以启动添加氧化剂例如过氧化氢。
本发明还在核电厂的预处理期间和初始燃料装载与正常功率运行之前提供控制向流经核电厂的核堆芯和主系统的冷却剂水添加锌的方法。该方法包括启动碱还原阶段，其中包括向冷却剂水添加其量足以在冷却剂水中提供约5至约300ppb的浓度的锌和选自氢氧化物的至少一种化合物和氢，并将冷却剂水温度提高到正常运行温度以启动not平台(plateau)；然后启动酸还原阶段，其包括在not平台末端或附近向冷却剂水添加硼酸，和任选添加锌；然后启动酸氧化阶段，其包括向冷却剂水添加氧化剂。
附图简要说明
在结合附图阅读时，可以从优选实施方案的以下描述获得本发明的进一步理解，其中：
图1是根据本发明的某些实施方案在预堆芯热态功能试验期间在对应的反应堆冷却剂的温度下显示化学转折点(milestone)的示意图；
图2是显示从用锌模拟的热态功能试验所得到的在电抛光的合金690表面上的钝化氧化物晶体的图像；和
图3是显示从用锌模拟的热态功能试验所得到的在机加工的合金690表面上的钝化氧化物晶体的图像。
具体实施方式
本发明一般涉及预处理例如钝化在核电厂中的主系统表面。预处理包括在新的核电厂的预堆芯热功能试验(hft)期间在主系统表面上发展初始(最早的)钝化膜。钝化膜有助于在核电厂运行期间促进控制主系统表面上的腐蚀和腐蚀释放。按照本发明，在反应堆堆芯中初始装载核燃料之前和在启动新的核电厂的正常运行之前进行该预处理过程。因此，预处理是在主系统的表面上发展钝化膜之前，其因正常的电厂运行而通常存在于核电厂中。可以在指定的化学和时间与温度条件下进行该预处理过程。预处理可以包括以下三个阶段：1)碱还原阶段，2)酸还原阶段和3)酸氧化阶段。特定化学添加和温度条件可与每个阶段相关联。在一般情况下，多数hft在碱还原阶段中进行，并且至少大部分碱还原阶段在模拟核电厂的正常运行温度(not)的温度下进行。not可以变化，并且可以依赖于核电厂的特定类型和设计。例如，westinghouse
在一般情况下，hft预处理过程包括向循环通过核电厂主系统并接触主系统表面的冷却剂水中引入添加剂，例如锌，这导致富铬的氧化物的形成和在金属氧化物表面纳入锌从而在随后的正常电厂运行期间控制腐蚀释放。
为便于描述，对于具有压水堆(pwr)和反应堆冷却剂系统(rcs)作为主系统中的核电厂描述了根据本发明的预处理过程。预处理的持续时间，特别是在预处理期间的每个阶段的持续时间可以改变，并通常由要执行的各种系统试验所需要的时间量来确定。在某些实施方案中，可以预先确定对于三个阶段中的每个的时间，并且延伸超过执行常规试验所需的时间，使得对于预处理钝化过程存在保持点。此外，启动或终止各阶段的温度是示例性的，且基于特定电厂的设计和运行可以改变。
在启动预堆芯hft之前，用软化水填充rcs。在低温下向rcs和增压器添加除氧剂如肼，以清除反应堆冷却剂中的氧。在本领域已知肼添加以控制核电厂中的溶解氧的浓度。肼添加量可以变化，和通常使得在冷却剂水中所得到的氧水平为100ppb以下。在某些实施方案中，以存在的氧的化学计量比量的1.5倍添加肼。可以在不同的温度下添加肼，并通常在约250°f或更低，或者约150°f或更低的反应堆冷却剂温度下添加。
在添加肼和启动加热之后，在反应堆冷却剂温度达到或超过约350°f时，可以开始化学添加以确立预处理化学从而启动碱还原阶段。此阶段包括锌的添加。另外，可以向反应堆冷却剂添加碱例如氢氧化物以维持碱性ph，用于控制腐蚀和腐蚀产物释放速率。碱例如氢氧化物可以为足以使冷却剂水具有碱性ph的浓度。在某些实施方案中，在运行温度下ph为约6.9至约7.4，或在25℃下为约9.5至约10.1。用于本发明的合适的碱例如氢氧化物在本领域中是已知的，且包括但不限于氢氧化锂和氢氧化钾，以及它们的混合物。在碱是氢氧化锂的情形下，控制锂的浓度以在模拟正常功率运行期间的反应堆冷却剂的hft确立反应堆冷却剂的ph。
在某些实施方案中，锂的浓度是约0.3至约2.0ppm或约0.5ppm。将会控制氢氧化锂的量以提供在基于工业经验对正常功率运行所考虑优化的范围内的温度(attemperature)ph值，即pηt。
在hft期间保持的锌浓度比功率运行期间通常所用的水平显著高。典型地，正常功率运行期间添加的锌浓度为约5至10ppb，最大为40ppb。如先前所指出的，已知锌可不利地影响核功率运行期间的燃料性能，因此锌的浓度基于与之相关的燃料的风险而受限。由于在预堆芯热态功能试验期间不存在燃料，因此锌影响燃料性能的风险来不是个担忧。此外，不希望受任何特定理论的束缚，据信由于新的电厂具有新的金属表面(与具有形成在金属表面上的现有氧化物膜的成熟的运行电厂相反)，显著量的锌将纳入新形成的膜中，其导致在氧化物晶格中具有较少缺陷的高度稳定和保护性的氧化物。较少的缺陷对于降低氧化物膜的电子和离子导电性是有效的，其限制了在金属氧化物界面和在该氧化物-溶液界面处的进一步腐蚀反应。结果，腐蚀产物释放速率较低，且具有增加的放射性钴(radiocobalt)纳入rcs表面的抑制。因此，期望在功率运行之前使锌暴露最大化。在某些实施方案中，根据本发明，在预堆芯hft期间在反应堆冷却剂中的锌浓度为约5至约300ppb，或从大于约10至300ppb，或从大于约40至约300ppb，或从约5至约100ppb，或从大于约10至100ppb，或从大于约40至约100ppb。期望在功率运行之前使锌暴露量最大化，同时仍然保持低于溶解度极限的锌浓度。
除了锂和锌，也可以在碱还原阶段期间添加氢以保持还原性化学环境，并在rcs的表面上产生氧化物，该氧化物类似于在正常电厂运行期间将会稳定的氧化物。在某些实施方案中，在反应堆冷却剂中的溶解的氢浓度量为至少约4cc/kg，或约4至约50cc/kg，或约4到约15cc/kg，或约15至约30cc/kg，或约4.5cc/kg。因此，在碱还原阶段，锂、氢和锌的组合可用于在主系统表面上发展初始(最早)保护性铬和富锌氧化物膜。
在某些实施方案中，也可以向反应堆冷却剂添加低水平的硼酸例如约100ppm硼或更少。硼酸对于防止不锈钢由于氢氧化锂的浓度而应力腐蚀开裂可以是有利的。添加硼酸也是特别有利的，因为已知硼酸改变在反应堆冷却剂系统中产生的氧化物的ζ电位，在rcs中的氧化物颗粒上的电荷，目的是更好悬浮颗粒用于从rcs除去它们。
在碱还原阶段，执行化学添加，和在达到正常运行温度(not)之前确立冷却剂水的预处理化学。在当hft是在not时的时间段期间，其可以称为not平台，可进行各种试验。在整个碱还原阶段的其余部分保持冷却剂水的预处理化学，直到冷却剂水被硼酸化。在not平台的末端附近，例如在碱还原阶段结束时，例如用硼酸的添加将反应堆冷却剂硼酸化以启动酸还原阶段。
在酸还原阶段，添加硼酸和从反应堆冷却剂除去氢氧化锂以模拟在产生酸性环境时电厂停工的化学条件。在某些实施方案中，反应堆冷却剂的硼浓度为约500ppm或更高。相对于中性ph，在升高的温度下，硼酸化的反应堆冷却剂是足够酸性的(例如约4.0至5.6)。随着接近not平台的末端启动酸还原阶段，这对于在硼酸化冷却剂水之前使具有碱性ph的时间段最大化是实际的。在酸还原阶段的启动时，可以终止锌的添加，或任选可以继续锌的添加。然而，在根据需要的氢的酸还原阶段期间用持续的添加保持还原条件。
然后，降低温度，和在酸氧化阶段期间准备反应堆冷却剂的加氧(oxygenation)中从反应堆冷却剂中移除氢。可以将氧化剂例如但不限于过氧化氢用于化学脱气以促进氢去除。在某些实施方案中，以足以使镍保持溶解的量添加氧化剂(例如得到约1ppm的氧或更多)，使得其可更容易地通过离子交换从系统中除去。此外，在某些实施方案中，当反应堆冷却剂温度在约180°f至约140°f的范围内时，在酸氧化阶段启动氧化剂例如过氧化氢，并且随着温度进一步降低可以继续氧化剂的添加。此外，在酸氧化阶段，锌继续被除去，例如通过化学体积和控制系统(chemicalvolumeandcontrolsystem)纯化。预期在反应堆冷却剂中保持锌的剩余量，因为在终止注入时随着电厂冷却可以从rcs表面释放锌。继续纯化以减少在进行此阶段时溶解的腐蚀产物和悬浮的固体，以便在功率运行期间使可沉积在堆芯上的腐蚀产物的总量最小化。
本发明提供优于现有技术的各种益处和优点，例如但不限于如下能力：在预处理、预堆芯阶段期间以在正常电厂运行期间不能实现的方式控制锌添加，以及在预处理、预堆芯阶段期间以与后堆芯正常功率运行期间相比更高的浓度添加锌。
可以预期并理解，在预堆芯热态功能试验期间，包括在加热期间例如随着反应堆冷却剂温度升高到not，在其中维持not的时间段期间，例如not平台，以及冷却期间，例如随着反应堆冷却剂温度从not下降至环境温度，进行与评估新的核电厂的可运行性相关的常规试验。
按照本发明的某些实施方案，图1示出了在预堆芯hft期间的各种rcs温度下出现的化学转折点(milestone)。如图1所示，在预堆芯hft期间在整个温度平台中出现各种化学变化。图1列出了转折点1至7。rcs的温度通常增加，或从转折点1加热到转折点4，在此达到not。在not下试验之后，rcs温度一般降低或冷却。转折点1和2在hft起始和启动碱还原阶段之前发生。对于转折点1，在rcs中超过约150°f之前确立肼目标。对于转折点2，在反应堆冷却剂和增压器中超过约250°f之前确立低氧。转折点3涉及碱还原阶段的开始，并包括在约350°f或更高的rcs温度下启动锂、氢和锌的添加。如图1所示，在转折点3和4之间，rcs温度从约350°f升高到not，例如约557°f。转折点4包括在not之前确立锂、氢和锌的目标以实现碱还原条件。对应于557°f的温度的水平线表示not平台。如前所述，通常在not平台期间进行试验。在从环境加热到not期间和从not冷却至室温期间可进行试验。在not平台的末端出现转折点5，其包括硼酸化反应堆冷却剂以实现酸还原条件。在转折点5和6之间，rcs温度降低。在转折点6，在准备受控的加氧中完成氢的脱气。转折点7是在酸氧化阶段，并且包括在反应堆冷却剂和增压器的温度为约180°f或更低时添加过氧化氢以实现酸氧化条件。在此阶段期间，腐蚀产物去除是最大化的，以便使可沉积在燃料上和变为活化的总量最小化，从而改善燃料的性能和使电厂剂量率最小化。
按照本发明，使用公知的pwr主电路材料即合金690和304不锈钢试样进行模拟试验。在环境暴露之前，电抛光某些试样的表面面积的部分，而机械抛光其他试样，代表表面光洁度。在hft试验中用锌进行腐蚀失重实验，结果表明对于合金690材料经历可忽略的腐蚀(其代表pwr主系统上的最高表面面积)。如图2所示，电抛光的合金690上的钝化氧化物膜是非常精细和保护性的。如图3所示，机械抛光的合金690上的钝化氧化物膜是更多发展的，但由尺寸约100纳米的非常细的氧化物晶体构成。
所公开的具体实施例意在仅为说明，而不是限制本发明的范围，所附权利要求及其任何和所有等同物的全部广度给出该范围。
1.在新的核电厂的主系统中钝化金属表面的方法，该核电厂具有核堆芯和流经主系统的冷却剂水，该方法包括：
在主系统中达到模拟正常运行温度之前在大于或等于约350°f的温度下启动向冷却剂水添加锌；
在模拟正常运行温度下实现冷却剂水中的目标锌浓度为大于约100至约300ppb；
在目标锌浓度和模拟正常运行温度下进行核电厂的热态功能试验从而在主系统的金属表面上形成含锌的氧化物膜；以及
在核堆芯中初始装载燃料之前从冷却剂水除去锌。
2.根据权利要求1的方法，其中以醋酸锌的形式添加锌。
3.根据权利要求1的方法，还包括向冷却剂水添加碱。
4.根据权利要求3的方法，其中所述碱选自氢氧化锂、氢氧化钾和它们的混合物。
5.根据权利要求4的方法，其中所述氢氧化锂的浓度足以使冷却剂水在模拟正常运行温度下具有约6.9至约7.4的ph值，或在25℃下具有约9.5至10.1的ph值。
6.根据权利要求5的方法，其中在冷却剂水中的锂浓度为约0.3ppm至约2.0ppm。
7.根据权利要求3的方法，还包括向冷却剂水添加硼酸。
8.根据权利要求7的方法，其中以使得具有约100ppm以下的硼的浓度的量添加硼酸。
9.根据权利要求3的方法，还包括添加氢。
10.根据权利要求9的方法，其中在冷却剂水中的氢浓度选自以下值或范围：至少约4cc/kg，约4至约50cc/kg，约4到约15cc/kg，约15至约30cc/kg，和约4.5cc/kg。
11.根据权利要求9的方法，其中当冷却剂水具有约350°f或更高且小于冷却剂水的模拟正常运行温度的温度时启动锌、氢氧化锂和氢的添加。
12.一种用于在预堆芯热态功能试验期间在新的核电厂的主系统中钝化金属表面的方法，该核电厂具有核堆芯和流过主系统的冷却剂水，该方法包括：
在核堆芯中初始装载燃料前加热主系统至模拟正常运行温度；
实现碱还原阶段，其包括：
以足以将冷却剂水保持在碱性ph下的量添加氢氧化物；
在主系统中达到模拟正常运行温度之前在大于或等于约350°f的温度下启动向冷却剂水添加锌；
在模拟正常运行温度下实现冷却剂水中的目标锌浓度为大于约100至约300ppb；
在目标锌浓度和模拟正常运行温度下进行核电厂的热态功能试验从而在主系统的金属表面上形成含锌的氧化物膜；
在碱还原阶段之后，启动酸还原阶段，其包括：
硼酸化冷却剂水；
在酸还原阶段后，启动酸氧化阶段，其包括：
终止向冷却剂水添加锌；
从冷却剂水除去氢；和
在核堆芯中初始装载燃料之前从冷却剂水除去锌。
13.根据权利要求12的方法，进一步包括在启动碱还原阶段之前向冷却剂水添加除氧剂。
14.在初始燃料装载和正常功率运行之前，在预处理期间控制向流经核电厂的主系统和核堆芯的冷却剂水添加锌的方法，包括：
在核堆芯中初始装载燃料前加热主系统至模拟正常运行温度；
实现碱还原阶段，其包括：
在主系统中达到模拟正常运行温度之前在大于或等于约350°f的温度下启动向冷却剂水添加锌、氢氧化物、和氢；
在模拟正常运行温度下实现冷却剂水中大于约100至约300ppb的目标锌浓度；
在模拟正常运行温度下建立平台；和
在平台期间在目标锌浓度下进行预堆芯热态功能试验；
启动酸还原阶段，其包括：
向冷却剂水添加硼酸；和
启动酸氧化阶段，其包括：
从冷却剂水除去氢。
技术总结