9_核电站水化学
核电站水化学03第三章
温度和压力的影响 温度升高将加快初始辐射产物向水体的扩散, 从而减少了 生成分子产物的机会.
辐射分解反应
▪ 引起辐射分解反应的能源是电离辐射, 包括 ▪高能光子X和γ射线、 ▪高能电子、 ▪带电粒子(质子、α粒子和核裂变碎片) ▪中子.
▪ 这些辐射源的能量很高, 一般为keV-MeV 数量级, 远大于原子和分子的电离能(约525eV)和化学键能(2-10eV), ▪它们作用于冷却剂时, 既能产生激发又能引 起电离. 一个入射粒子可使许多分子电离和 激发。
Br OH Br OH
Br H HBr
pH值的影响 水辐解生成的e-水合、自由基、 OH等产物能与H+和OH-发 生反应：
所以由H+, OH-离子浓度的变化(pH变化)引起的自由基浓 度的改变, 将影响分子辐射产物的产额.
LET和辐射剂量的影响 这两个因素对辐解产额的影响趋势是一致的. 高LET值 (如α粒子)辐射形成的刺迹互相重叠, 径迹附近自由基浓 度很高, 自由基之间相互反应的几率就大, 导致较高的分 子产额和较低的自由基产额; 反之, 对于低LET(如X线和 γ射线), 自由基之间反应的几率就小, 导致较低分子产额 和较高自由基产额.
可归结为两大类, 一类是分解过程, 另一类是分解反应的逆过程—复合反应. 分解过程可表示为
复合反应可表示为 H2 OH H2O H H2O2 H H2O OH
▪ 径迹：粒子在穿越路径上留下的痕迹。约30Å
日本核电站及火电厂的水化学管理与凝结水精处理用离子交换树脂的近期趋势
日本核电站及火电厂的水化学管理与凝结水精处理用离子交换树脂的近期趋势得丸出三菱化学株式会社（日本东京）[摘要] 日本的核电机组，从长期维护设备的安全可靠性观点出发，对水质的要求日渐提高。
日本的火电机组，为了能源的高效利用，进行了发电设备的大型化、蒸汽的高温高压化，与核电机组一样，对水质高纯度化的要求越来越高。
为此，凝结水精处理用离子交换树脂，低溶出（耐氧化性）阳离子交换树脂以及耐有机物污染的大孔型阴离子交换树脂被应用，实现水质的良好化。
[关键词] 电厂，水质，凝结水精处理，离子交换树脂，低溶出ABSTRACT：Recent trends in Japan have brought up concerns regarding the quality of water used for power plants. Concerning atomic power plants, the water quality required must be at a high level to avoid corrosion and keep facilities in good condit ion for a long period of time. With regard to thermal power plants, for the purpose of making efficient use of energy and resources, large-capacity plants with very high pressure/temperature boilers have been adopted recently. Consequently, the necessity for the water purity has also been increasing. Therefore, low-leachable (anti-oxidation) cation exchange resin and porous type anion exchange resin which has a property of anti-organic contamination are applied for condensate-polisher systems, which achieve high water quality.1 PWR（压水堆）核电机组1.1 PWR核电机组二回路的水化学管理：PWR二回路的水化学管理的目的为维持包括蒸汽发生器（Steam Generator：SG）及汽轮机在内的二回路设备的安全可靠的运行。
核电站化学第3章
教学目标
• 说出冷却剂辐射分解的机理、过程和平衡产物。 • 说出可溶性中子吸收剂的种类、反应性控制方法。
• 说出pH控制剂的种类、冷却剂pH值的控制方法。
• 阐述一回路水质控制的必要性、水质控制与水处理 方法。
教学内容
• 压水堆中的裂变产物。 • 水的辐照分解过程。 • 硼酸水溶液在反应堆条件下的辐射分解。 • 加氢抑制水的辐射分解。 • 可溶性中子吸收剂作用。 • 冷却剂pH值的控制意义与方法。 • 离子交换树脂工作原理。 • 一回路的水质技术规范的控制限值。
✓ 在定期的换料过程中, 大量的放射性物质随着燃料由堆 芯取出;
✓ 主回路冷却剂净化系统在运行中去除了相当数量的放 射性物质.
经过几个换料周期后, 堆芯的放射性将程度不同地处于平 衡状态.
大部分裂变产物半衰期很短, 因此停堆后堆芯放射性剂量 很快降低. 进入冷却剂中的绝大多数是腐蚀产物活化而生 成的长寿命核素, 其中60Co贡献最大.
✓铯：134Cs、137Cs; ✓固体裂变产物：239Np、140La、95Zr、103Ru.
3.2 冷却剂的辐射分解
▪ 水的辐射分解是研究电离辐射与水相互作用时所发生 的化学变化, 它主要研究辐射作用引起的初级过程、次级 过程以及后续的化学反应过程.
▪ 引起辐射分解反应的能源是电离辐射, 它包括高能光子 X和γ射线、高能电子、带电粒子(质子、α粒子和核裂变 碎片)和中子.
在运行过程中, 燃料元件中产生的放射性基本上可被包壳 包容, 只有氚能够在一定温度下穿透燃料包壳进入冷却剂. 大多数压水堆锆包壳燃料元件的破损率在千分之几以下.
通常, 氧化物燃料(UO2, PuO2)穿过包壳破损孔隙进入冷 却剂的量极低, 不会造成污染. 但是, 许多裂变产物能够通 过这些孔隙进入冷却剂, 使冷却剂的放射性活度增大.
核电站化学水处理过程中的腐蚀与防护
核电站化学水处理过程中的腐蚀与防护摘要：核电站的化学水处理是核电站运行中最为重要的一环，由于核电站的化学水有很强的腐蚀性，若处理不当，将会对设备等造成严重的侵蚀，造成很大的负面影响。
根据目前在核电站化学水处理工艺中出现的各种腐蚀现象及防治措施，就一些具体的腐蚀及防治措施进行了论述。
关键词：核电站；化学水处理；腐蚀控制；防护措施引言通常情况下，核电站根据电厂用户的需求，对原水进行化学处理，然后再将处理好的水源送到指定的地方。
在核电站操作过程中，要利用多种化学物质对生产用水进行进一步的处理，以作为核电站一、二回路的热传导基本媒介。
在对化学水进行处理时，要加强电厂化学水处理时的设备防腐环节，使其更好地进行防腐管理，能够有效地提高系统运行的稳定性，以下将介绍有关问题。
一、材料耐蚀性阐述（一）金属材料的耐蚀性阐述碱与水泥中的硅酸钙反应，会直接形成某些粘度较低的氢氧化钙，氢氧化钙易于与含碱的硅酸钠结合，与铝酸钙反应，也可形成氢氧化钙和氯酸钠。
在被碱腐蚀后，多产生出的化学产物会有一部分溶出，并随外界的体液丢失，对混凝土的强度造成影响，使其强度不合格。
当化学反应产物的粘附强度较低，但体积较大时，则会造成混凝土鼓胀开裂等问题，并与其内部钢筋相互剥离。
不能用在盐酸和次氯酸的环境中，含硅的铜不能用于室温的盐酸环境中，在盐酸和次氯酸中，钛材具有良好的抗腐蚀性能。
在室温条件下，碳钢的耐碱性能是比较理想的，在大气中，会有一层铁锈，这一层铁锈，可以减缓铁锈的侵蚀速度，不过这一层锈迹，对于一般的碳钢来说，并没有太大的影响，而且对金属的保护也很弱。
不锈钢在空气中具有较好的抗腐蚀性能，然而，若其材质为CrL3，长期暴露于空气中，仍会出现腐蚀等问题，加以腐蚀性能。
（二）非金属材料耐蚀性阐述当装置与氟化碳介质有一定的联系时，可以使用橡胶和氟化碳产品作为物理绝缘。
玻璃钢设备的主要构成元素是树脂和玻璃纤维，将这两种材料相互混合并缠绕粘接，就构成了玻璃钢设备。
核电机组启动阶段的一回路水化学控制
核电机组启动阶段的一回路水化学控制摘要：压水堆核电站具有功率密度高、结构紧凑、安全控制容易、技术成熟、成本和发电成本相对较低的特点。
它是世界上使用最广泛的商用核电站，占轻水堆核动力机组总数的3/4。
高温高压轻水作为一回路冷却剂、慢化剂和二回路工作介质。
主系统冷却剂在强辐射条件下工作。
因此，核电站的水化学问题，如放射性污染、设备和材料的腐蚀、水质的保证和控制等变得非常复杂和严重。
多年来，国内外许多研究机构或专家对核电站水化学进行了大量的研究工作。
通过对水化学的控制，减少了腐蚀和放射性污染，从而维护了反应堆的运行安全，提高了核电站的可用性，效果显著。
关键词：核电机组；启动阶段；一回路；水化学控制1、前言作为包含核心的系统回路，系统设备长期处于高温、高压、高辐射环境中。
为了保证系统设备在使用寿命期内安全可靠地运行，水化学控制是必不可少的。
一次水化学主要从两个方面影响机组的运行安全：一是影响一次回路边界的完整性；二是影响堆芯外的辐射剂量水平。
实践表明，为了提高一回路水化学控制水平，减少腐蚀，减少放射性污染，除加强正常运行期间水质的监督控制外，机组启动阶段的水质控制也显得尤为直接和必要，对后续机组正常运行时的水化学有着直接而深远的影响。
2、启动期间的水化学指标机组启动时，通常只进行热态试验或大修，所有重要设备和管道容器长期处于停（备）开状态，不可避免地会产生大量杂质和腐蚀。
应严格控制含氧量及其它各项指标，尤其是含氧量高的水质指标。
2.1溶解氧氧本身是一种活性腐蚀元素，也是其他元素腐蚀不锈钢的催化剂。
当温度超过120℃时，会引起不锈钢和燃料包壳的应力腐蚀。
因此，在反应堆冷却剂温度升至120℃之前，溶解氧含量必须控制在100μg/kg以内，因此在化学平台期间加联氨进行除氧，确保主系统和稳压器溶氧小于100μg/kg，否则应停止升温和机组上升，直到溶解氧合格为止。
2.2氢水在高辐射环境中的分解反应是可逆的。
加氢可以有效地抑制水的辐射分解，从而减少氧化产物的生成，使一回路系统处于还原环境中。
核电厂水化学 第5章 冷却剂辐射化学
• 质量为中等以上的核，尤其是一些重元素，如铀236，从能量的角度讲都具有自发裂变的可能性。例如， 在1克的铀中每小时约有20个铀核会发生自发裂变。这 对于反应堆的启动有明显的帮助。
• 由于1克铀中每小时只约有20个铀核会发生自发裂 变，所以启动时需要外来中子击发。
质子和中子统称核子，其总数即核 子数，称为元素的质量数，用符号A表示。
2）非弹性散射反应
非弹性散射反应是，入射中子轰击原子核后被 其俘获，形成一个新的复合原子核，然后重新放出 能量较低的中子，同时以γ射线或其他粒子形式释 放出过剩能量，而后稳定在基本能级状态。
因此，非弹性散射反应的表示式为：AZX（n， n，或其他粒子） AZX。
3）辐射俘获反应--中子核反应
• 中子俘获
碰撞后中子能量的损失取决于中子的能量与原子核的能量的 比值以及原子核质量：物质的质量数愈大，中子损失的能量愈小； 物质的质量数愈小，中子损失的能量愈大。
（n，n）反应
• 中子与原子核的弹性散射过程
– 中子在散射后，运动方向和动能发生改变 – 靶核则受到反冲
• 需要轻核作为屏蔽材料
– 物质的质量数愈大，中子损失的能量愈小；物质的质量 数愈小，中子损失的能量愈大
H2O2+OH→HO2+H2O H2+OH→H+H2O HO2+OH→H2O + O2 HO2+ HO2→H2O2 + O2 OH- + H3O+ → 2H2O 由上可知，冷却剂辐照分解的最终产物有：分子产物H2、 H2O2以及活性粒子OH、H和HO2。 在一般的文献中，通常将冷却剂的辐照分解写成如下的 综合式：
素，同时放出几个中子，这就是235U、239Pu、233U等重要 原子核的裂变。
核电站中的辅助系统及其功能
核电站中的辅助系统及其功能核电站作为一种重要的发电设施，其运行过程中需要借助多个辅助系统来保证其安全、高效地发电。
这些辅助系统在核电站中发挥着关键的作用，如冷却系统、供水系统、氢气除湿系统等。
本文将对核电站中的辅助系统及其功能进行详细介绍。
一、冷却系统核电站中的冷却系统是确保核反应堆和其他重要设备正常运行的重要辅助系统。
冷却系统主要由冷却剂循环系统和余热回收系统组成。
冷却剂循环系统通过将冷却剂（如水）循环送入核反应堆中，将核反应堆中产生的热量带走，确保反应堆的温度维持在安全范围内。
同时，冷却剂循环系统还通过控制反应堆的温度，保持核反应堆的稳定性和反应的持续性。
余热回收系统则负责将冷却剂中的热能转化为其他形式的能量，如用于发电。
这样可以充分利用冷却系统中的热能资源，提高核电站的能效和经济性。
二、供水系统供水系统是核电站中的另一个重要的辅助系统，主要负责为核反应堆和其他设备提供冷却剂和工艺水。
供水系统由水处理系统、水循环系统和水化学控制系统组成。
水处理系统通过对供水进行处理，确保供水中的杂质和污染物含量控制在安全范围内。
水循环系统则负责将处理后的供水循环送入核反应堆和其他设备中，起到冷却和传热的作用。
水化学控制系统则监控和调节水质，保证供水系统的稳定性和安全性。
供水系统的运行稳定与否直接影响到核反应堆和其他设备的正常运行，因此供水系统的设计和运行管理至关重要。
三、氢气除湿系统氢气除湿系统是核电站中的另一个重要的辅助系统。
核电站中使用氢气作为一种防火和防爆介质，保护重要设备免受事故的影响。
而氢气除湿系统则负责对核电站中的氢气进行处理，控制氢气中的湿度，以提高氢气的纯度和稳定性。
氢气除湿系统主要由氢气生成部分和除湿部分组成。
氢气生成部分通过化学反应产生氢气，并将其输送至核电站的各个设备中。
除湿部分则负责将氢气中的水分去除，降低湿度至安全范围。
这样可以减少氢气中因湿度过高而引发的事故风险，保障核电站的安全性。
核电站水化学工况考试题目
一、十个概念：1. 核电站一回路系统：反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，它是核电站的最重要的系统，也是核电站区别于其他类型电站的本质特征。
反应堆冷却系统使反应堆冷却剂在规定压力、温度的条件下正常进行循环、并载出堆芯热量的系统。
2. 核电站二回路系统：核电站的二回路系统即以汽轮机发电机组设备为主的系统，在该系统中主要实现蒸汽获得、冲转汽轮机、带动发电以及对乏汽进行冷却等功能。
由汽轮机，发电机，凝汽器，凝结水泵，给水加热器，除氧器，给水泵，蒸汽发生器，汽水分离再热器等设备组成。
3. 快中子增殖堆：由快中子引起裂变链式反应的反应堆。
其在运行时，能在消耗易裂变核素的同时生产易裂变核素，且能使所产多于所耗，实现易裂变核素的增殖。
4. 反应堆：核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。
5. 蒸汽发生器：是核电站一回路和二回路的枢纽，它将反应堆内产生的热量传给蒸汽发生器的二回路水侧，产生蒸汽推动汽轮机做功。
【采用间接循环的反应堆动力装置中把反应堆冷却剂从堆芯获得的热能传给二回路工质使其变为蒸汽的热交换设备。
有产生过热蒸汽的直流式蒸汽发生器和带汽水分离器、干燥器的饱和蒸汽发生器两类。
】6. 反应性：反应堆的中子有效增殖因数keff 与1之差相对keff 之比。
用此无量纲数(符号“ρ”)来衡量增殖介质系统偏离临界状态的程度。
单位可用百分数、pcm(1015)；也可用缓发中子总份额；作单位，称“元($)”。
eff eff eff eff K K K K ∆=-=1ρ7. 剂量当量：就是用来度量不同类型的辐射所引起的不同生物效应，其单位为雷姆（rem ）或希沃特（Sv ）。
8. EPRI ：（Electric Power Research Institute, EPRI ）成立于1973年，是一个非赢利的能源和电力科研机构、协调组织，经费由美国主要的公用电力公司资助。
核电站二回路水化学监督与控制分析
3二回路水化学控制相关措施
3.1蒸汽发生器二次侧水质
对蒸气发生器在调试期间二次侧水质量控制主要是为了对二回路材料腐蚀速率予以降低，对腐蚀产物转移蒸汽发生器的现象予以减少，避免蒸汽发生器管板上、支撑板以及传热管出现的泥渣量，保护蒸气发生器的完整性，防止蒸气发生器受局部腐蚀影响出现二次开裂现象。在运行与调试机组过程中，应对最大程度优化蒸汽发生器二次侧水化学参数，保证在最佳化学条件下，提高机组安全水平，减少蒸汽发生器材料的腐蚀速度。
2二回路水化学控制参数及测试方法
通常悬浮固体、硅、硫酸根、氯离子、铜、铁、钠、PH、溶解氧、阳离子电导率、电导率、联氨以及氨等就是二回路化学的几种参数。二回路中氨的控制范围相对而言较为严谨，仅为几毫克每升。对二回路冷却水与用水中氨的分析方法通常用苯酚法测定，在次氯酸根离子共存下，使用该方法，会使酚与氨产生靛酚蓝，即一种深蓝色化合物，并求出氨浓度，测定其吸光度，测量范围控制在每升0.06至4.5mg，所以，可参考使用GB/T12146进行实际中的操作。
在杂质离子与PH调节剂浓度的变化下，二回路系统中电导率也会出现变化。若电导率过高说明会产生腐蚀的危险。测试水中电导率的方法为ASTMD1125，精确实验室测定为方法1，每厘米10至200000μs为测定范围。测试高纯水电导率的方法为ASTMD5391，测定范围为每厘米小于10μs。在测定锅炉冷却水与用水电导率时，可采用GB/T6908方法，每厘米0至100000μs为测定范围。至此，测定水中电层率含量最为适合的方法为GB和ASTM，可考虑使用GB/T6908进行实际操作测量。
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究一、引言核电站是现代工业中最重要的能源供应设施之一，然而核电站运行中的设备腐蚀和沉积问题一直是制约核电站长期安全运行的重要因素之一。
尤其是在核电站的二回路系统中，水化学沉积和腐蚀问题更加值得关注。
本文将针对核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题展开详细研究。
二、核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题概述核电厂二回路系统主要是通过蒸汽发电和供热的过程中使用的系统，其中包括蒸汽发生器、汽轮机、凝汽器和再循环系统等，这一系统的主要特点是高温高压环境下的水化学环境。
在运行的过程中，容易产生各种各样的水化学沉积和腐蚀问题，如硅沉积、铜沉积、氧化膜腐蚀等。
1. 水化学沉积核电厂二回路系统中常见的水化学沉积问题主要有硅沉积和铜沉积。
硅沉积是指在高温高压下，水中游离的硅含量过高，容易在管道壁面结晶成硅酸盐物质，导致管道堵塞和磨损。
铜沉积则是由于水中铜含量过高，容易形成铜的络合物，导致管道腐蚀，并且会影响系统的热传导性能。
2. 腐蚀问题在核电厂二回路系统中，常见的腐蚀问题主要有氧化膜腐蚀和应力腐蚀裂纹。
氧化膜腐蚀是指在高温高压下，管道表面形成的一层氧化膜受到破坏，导致金属暴露在水化学环境中，容易发生腐蚀。
应力腐蚀裂纹是指在受到机械应力和水化学环境共同作用下，管道表面容易产生裂纹现象，从而导致腐蚀和管道疲劳损伤。
三、核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题的影响因素核电厂二回路系统中的水化学沉积和腐蚀问题受到多种因素的影响，主要包括水质、温度、压力、材料及操作等方面。
1. 水质核电厂二回路系统中水质的变化直接影响水化学沉积和腐蚀问题的发生。
水中溶解固体和气体的含量、酸碱度等都会对系统的腐蚀和沉积产生影响。
2. 温度和压力在高温高压环境下，水化学沉积和腐蚀问题更容易发生。
高温会加速金属材料的腐蚀速度，而高压则会增加水化学沉积的难度。
3. 材料核电厂二回路系统中所使用的材料也是影响水化学沉积和腐蚀问题的重要因素。
核电站水化学06第六章
腐蚀产物在高温水中的溶解度
冷却剂的温度和pH对金属氧 化物的溶解度的影响很大。 如温度变化⊿T时，引起溶 质溶解度变化⊿S，则⊿S/⊿T 称为溶解度的温度系数(TCS)， 即 TCS=⊿S/⊿T TCS>0时，温度升高溶解 度增大； TCS<0时，温度升高溶解 度减小。
压力容器外的主要腐蚀产物源
堆压力容器外的主要腐蚀产物源为： 镍合金蒸汽发生器传热管的腐蚀产物。 除燃料棒表面外, 蒸汽发生器传热管代表压水 堆一回路的主要内表面部分。 一回路系统设备和管道的不锈钢表面的腐蚀产物 某些辅助系统(如化学容积控制系统)的腐蚀产物 由高钴含量合金制造的阀门、泵等的腐蚀产物
AOA的危害
AOA危害运行安全
导致轴向功率分布更加不均匀， 使反应堆停堆和功率瞬变时的调节冗余减小和 可调节性降低
引起AOA的原因
腐蚀产物的沉积是主要原因 腐蚀产物在堆芯上部沉积 次冷沸腾（欠 热沸腾） 硼酸盐浓缩(ZnBO2) 上部功率 减小 AO增大 也称为：污物引起的功率偏移（ Crud Induced Power Shift”, CIPS）
晶体生长 晶粒 重结晶 金属离子 热运动 晶胚 晶核 微粒 絮凝 团聚
腐蚀产物氧化物的溶解
一回路结构材料表面膜的最外层为氧化物膜或沉积腐蚀产物 氧化物膜 腐蚀产物的溶解 外层沉积物或外层氧化物的溶解 冷却剂中氧化物的浓度低于饱和溶解度时, 氧化物膜发生净溶 解。 溶解过程 金属阳离子的吸附与解吸过程 在固/液界面处发生两个过程, 溶解在冷却剂中的阳离子被吸附在表面上 存在于表面上的阳离子解吸到冷却剂中。 腐蚀产物氧化物与溶解在冷却剂中的阳离子之间不 断进行着交换反应。 冷却剂被溶解的腐蚀产物阳离子所饱和时,溶解性腐 蚀产物氧化物吸附和解吸的速率相等, 腐蚀产物氧化 物不发生净溶解或沉淀, 但溶解阳离子与腐蚀产物氧 化物之间的交换仍持续进行。
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究
核电厂二回路水化学沉积与腐蚀问题研究作者：吴玉彬安洋来源：《科技创新导报》2019年第15期摘; ;要：世界上目前已经建立的核电厂大约有近五百座，绝大多数都是压水堆核电厂。
核电厂水化学的问题研究，一直是世界上核电事业研究的重中之重。
核电厂水化学的问题往往不像机械设备，仪器仪表之类的立即发生事故，容易被忽视。
尤其是水化学腐蚀问题。
如果不对此类问题给予相应的重视，核电厂水化学的腐蚀很容易造成难以预测的后果，甚至破坏反应堆。
本文针对核电厂二回路水质问题进行了研究，其目的在于探讨核电厂二回路的腐蚀机理以及预防措施。
关键词：二回路; 腐蚀; 核电厂中图分类号：TM623; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; 文献标识码：A; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; 文章编号：1674-098X（2019）05（c）-0127-021; 二回路水化学控制的目的和意义核电厂二回路的水化学控制问题，一直是核电厂工程师们研究的主要问题之一。
优化二回路水质的控制。
主要有三个目的。
（1）保护蒸汽发生器传热管不受二次侧水的腐蚀和引起积垢问题。
（2）防止水管道腐蚀速率过快。
（3）防止由于水质问题所带来的设备腐蚀。
2; 二回路中水杂质危害与解决措施二回路中存在这许多杂质，这些杂质如果处理不好，很容易造成设备的腐蚀。
其杂质主要来源于冷凝器的水透过缝隙，点蚀孔，裂纹等渗入其中。
由于水质来源有海水湖水等，二回路中存在的Mg+，K+，Ca+等会产生结垢问题。
同时，二回路的水中存在一些酸性离子，如So42-，Cl-等，这些离子使得二回路管道发生腐蚀。
2.1 水杂质带来的危害蒸汽发生器在二回路中是非常重要的器件。
二回路的水质不好，会对蒸汽发生器带来非常大的影响。
传热管道上的沉积物会影响蒸汽发生器的传热特性，在管支板上的沉积会增加流动阻力，影响水力特性。
同时，水中的杂质会在水流不畅通的位子，如管板，管支撑板缝隙处浓缩，沉积，形成腐蚀环境。
第三章 水化学 原理
非碳酸盐硬度 利用将水加热煮沸方法不能去除的那部分硬度叫永久硬度，又称非碳酸盐硬度。 主要是钙、镁的硫酸盐及氯化物等。 硬度的单位通常用mmol/L或μmol/L。 酸度和碱度 水的酸度是指水中含有能接受氢氧根离子物质的量。能形成酸度的物质有强酸， 强酸弱碱盐，酸式盐和弱酸。在离子交换除盐过程中阳离子交换柱的出水含有一 定的酸度。强酸弱碱盐水解时会产生一定量H+，故呈酸性。 水的碱度是指水中含有能接受氢离子物质的量。一般水的碱度主要来源重碳酸根。 水的碱度的测定主要用酸中和法测定，中和滴定所用的指示剂不同，测定结果不 同。 用酚酞作指示剂时，它的变色范围是pH值8.1~8.3，此时的化学反应为：
一 水的基本性质 水的分子结构是以氧为核心，两个氢 原子是104°31′的H-O-H夹角。氧原 子的8个电子中有两个电子与氢原子 联系在一起，还有两对电子与临近的 水分子形成氢键。水分子在水汽状态 （气相）O-H的距离是0.9568Å，在冰 中的距离是0.99Å。水的性质主要由分 子构造和氢键决定的。右图是水分子 和水分子键的氢键结构。
图3-1 水分子和氢键结构特性示意图
2
什么是氢键？，氢键是氢原子同时和两个电负性很大而半径 较小的原子（例如O、N等）结合所形成的一种特殊的原子间 作用力。氢键的作用力比通常化学键要小得多。在不同温度 下，水中氢键数不同，见下表数据。表中C0-单分子份额，C1由一个氢键缔合的分子数额，C2-有双氢键的分子份额。
4
（3 ） 水是极性溶剂 由于水分子的不对称结构，水分子是有极性的，这导致了它对各种无机盐有很 高的溶解度，所以原水中含有大量钙、镁及碱金属盐类，给反应堆供水造成很 大负担，为了除去这些盐类要经过复杂的水处理过程。 氧族：？
水反常高的沸点和凝固点
核电站水化学02-核电站概论
专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供 必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的 扩散。
（2）二回路系统
组成：二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝 结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生 器、汽水分离再热器等设备组成。
工作流程：蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热 量变成蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电。做功后 的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水由凝结水泵输 送，经低压加热器加热后进入除氧器，除氧水出给 水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器， 如此形成热力循环。
大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
旋
粗 水拦 滤 闸污 栅 门栅
转 滤 网
采用冷却水塔的闭式循环水系统示意图
（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
每一条环路内一台蒸汽发生器、 一台或两台反应堆冷 却剂泵及相应的管道组成，在其中的一个环路的热管 段上，通过波动管与一台稳压器相连。
第二章 压水堆核电站概论
压水反应堆
Pressurized water reactor
PWR
PWR核电站
概述
一、系统构成
压水堆核电站由:压水堆本体、反应堆冷却剂 系统（称一回路）、蒸汽和动力转换系统 （称二回路）、循环水系统（三回路）、发 电机和输配电系统及其辅助系统组成。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路是核电站中最重要的部分之一，其主要活化腐蚀产物包括氢气、氧化铁、铜、铁、镍、锌等。
这些产物不仅会对核电站的设备造成损害，还会污染循环水和环境。
因此，必须采取水化学控制措施来防止这些产物的产生和积聚。
水化学控制措施包括添加缓蚀剂、调节pH值、控制水质、控制氢气浓度等。
其中，添加缓蚀剂可以减少金属材料的腐蚀速度，调节pH值可以控制水中溶解氧和还原气体的浓度，控制水质可以降低金属材料的腐蚀程度，控制氢气浓度可以减少金属材料的氢脆。
此外，还需要定期检测水化学参数，并进行调整。
如果发现水中的溶解氧、还原气体、铜、铁、锌等元素的浓度过高，就需要采取相应的措施进行调整。
同时，也需要对水中的放射性物质进行监测和控制。
总之，水化学控制是保证压水堆核电站一回路正常运行和安全的必要措施。
通过合理的水化学控制，可以减少设备的损害和污染，保证核电站的长期稳定运行。
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探讨核电站放射性化学废水的处理工艺
探讨核电站放射性化学废水的处理工艺摘要：核电站作为一种重要的清洁能源发电设施，其运行过程中产生的放射性化学废水是一个重要的环境保护问题。
放射性化学废水含有高浓度的放射性物质和化学污染物，如果未经处理直接排放到环境中，会对生态系统和人体健康造成潜在风险。
因此，核电站需要采用合适的处理工艺，将放射性化学废水中的有害物质去除或降低到安全排放标准以下，以确保环境安全和人体健康。
关键词：核电站；放射性；化学废水；处理工艺引言随着核电站的建设和运营，放射性化学废水成为一个严重的环境问题。
放射性物质对人类健康和环境造成潜在的危害，因此对核电站放射性化学废水进行有效处理是至关重要的。
本文旨在研究核电站放射性化学废水的处理工艺，以实现对放射性物质的有效去除和废水的安全排放。
一、放射性沉淀放射性沉淀是通过添加化学药剂将废水中的放射性物质转化为沉淀物，从而实现分离和去除的目的。
在这个过程中，常用的沉淀剂包括铁盐和铝盐。
这些沉淀剂与废水中的放射性物质发生反应，形成不溶性的沉淀物，从而将放射性物质从废水中分离出来。
这些沉淀物可以通过沉淀池或沉淀槽进行收集和处理。
在放射性沉淀的过程中，需要考虑一些关键因素。
首先是化学药剂的选择和控制。
不同的放射性物质对不同的药剂有不同的反应性，因此需要选择适当的药剂来实现有效的沉淀。
同时，需要控制化学药剂的投加量和反应条件，以确保沉淀过程的效果和安全性。
其次是沉淀池或沉淀槽的设计和运行。
这些设备需要具备足够的容积和混合性，以保证废水中的放射性物质与沉淀剂充分接触并发生反应。
此外，还需要考虑沉淀物的收集和处理方式。
沉淀物通常需要进行固化和稳定化处理，以便安全地储存或处置。
二、反渗透反渗透是一种常用的处理核电站放射性化学废水的工艺。
反渗透是一种利用半透膜进行分离的技术，通过高压驱动废水通过半透膜，从而分离废水中的放射性物质。
在反渗透工艺中，首先需要将放射性废水进行预处理。
这是因为废水中可能存在一些杂质、颗粒物和有机物等，这些物质可能会附着在半透膜上，影响反渗透的效果。
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由图9.2.6可见，当温度由300℃降低到室温时，金 属溶解度可增加上千倍。 因此，反应堆降温或停堆换料时，会有相当一部 因此，反应堆降温或停堆换料时 ，会有相当一部 分腐蚀产物从内壁上溶解下来，使水中腐蚀产物 浓度大大增加。这一现象早已为反应堆运行实践 所证实。此时，是除去系统内腐蚀产物的极好机 所证实。此时，是 除去系统内腐蚀产物的极好机 会。
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一、腐蚀产物的转移与活化 一、腐蚀产物 的转移与活化
中子活化
裂变 产物
形成方式 通过壳壁扩散 通过缺陷释放
基体 金属
腐蚀 氧化膜 沉积层
溶解 剥落 液相腐 蚀产物 沉积 溶解 剥落 氧化膜 沉积层 沉积 净化 系统 液相腐 蚀产物 传 输
堆 芯
基体 金属
腐蚀
回 路
在一定条件下，水分解速率是恒定的，而水复合速率 ∝[H2]/[H2O2]。一般条件下，[H2][H2O2]，所以d[H2]/dt 为常数。 但是，若水中加 但是，若 水中加H2 ，则d[H2]/dt↓； 加H2O2 ，则d[H2]/dt↑。
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(1) (2) (3) (4) (5) (6)
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表9.1.1 辐射类型对水分解方式的影响 序号 1 2 3
2. 硼酸对 硼酸对水辐解 水辐解的影响 的影响
辐射类型
60Co()
10B(n,
CP-3研究性反应堆 )7Li (0.02M H3BO3)
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由此可推算出：一个100万千瓦的PWR腐蚀产物累 积释放量，列于表 积释放量，列 于表9.2.3。
(a) 3.15ppm B+1.1ppm Li, pH300℃7.5
(b) 1500ppm B+0.7ppm Li, pH316℃5.6
图9.2.6 温度对腐蚀产物中Fe、Ni、Mn溶解度的影响 （曲线为计算数值；点为实验数据，与计算值基本吻合）
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(2) 腐蚀产物的释放速率 腐蚀产物的释放速率通常低于腐蚀速率，但当表 面氧化膜达到相当厚度时，两者趋同。 美国西屋公司的动态模拟试验结果 美国西屋公司的动态模拟试验结果见表 见表9.2.2。
表9.2.2 腐蚀产物释放率（mdm） 堆芯外 区 域 堆 芯 304 600 ZrZr -4 304 600 800 材 料 可忽略 1 6 1 6 13 初期2个月 0.5 1.5 1.5 0.5 稳定值 可忽略 0.5 模拟试验条件：温度316℃，压力130bar，流速60cm/s，冷却 剂pH=5.3~5.8，1500ppm B，0.7ppm Li，30mL H2/kg水。
水辐解过程中发生的所有反应可归结为两类： (1) 分解反应 H2O*→ H + OH 2H2O →H2+ H2O2 (2) 复合反应（ 复合反应（自催化 自催化作用） 作用） H + H2O2 → H2O + OH OH + H2O2 → HO2 + H2O OH + H2 → H + H2O H + HO2 → H2O2
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第二节 放射性污染
表9.2.1 放射性污染形成原因 种类 核燃料 裂变产物 来源 氚 其他 缺陷释放的UO2、PuO2（非常少） 裂变产物 包壳外表粘附的极少量燃料元素 直接进入冷却剂 结构材料中的微量天然铀 活化腐蚀产物 活化反应 水自身的活化产物 （中子等辐射） 水中杂质和添加剂的活化产物
H 2O 2 — — 0 181 — 773 —
H2 0 0 0 212 532 935 1472
O2 0 0 0 22 52 85 111
20
40
60
80
100
硼酸浓度(mmol/L)
图9.1.1 硼酸浓度对氢气产率的影响
当硼酸浓度<0.02mol/L时，硼中子反应的影响并不明显； 硼酸浓度> 0.02mol/L时，氢气产率随硼酸浓度线性增大 时，氢气产率随硼酸浓度线性增大。 。
第九章 核电站水化学
第一节 水的辐射分解 第二节 放射性污染 第三节 化学补偿控制 第三节 冷却剂的pH控制 第五节 一回路水化学 一回路水化学管理 管理 第六节 二回路水化学管理
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第一节 冷却剂的辐射分解
一、水在反应堆中的分解与复合 1. 纯水在反应堆中的分解和复合
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硼酸浓度阈值↑、H2 产率↓
加H2浓度达到
1-不加氢 2-81 mmol/L 3-350 mmol/L 4-640 mmol/L
640mmol/L (14 mL/L) /L) 时，即使硼 酸浓度为0.14 mol/L， 仍无辐解氢气产生。
图9.1.2 加氢对辐解氢生成率的影响
活化 产物
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图9.2.1 腐蚀产物的转移与活化
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1. 腐蚀产物的组成
Fe、Ni、Cr、Mn、Co等是一回路结构材料的主 要成分，也是腐蚀产物的主要成分。但是， 要成分，也是腐蚀产物的主要成分。 但是，腐蚀 腐蚀 产物的组成往往与基体材料的组成有很大差异。 产物的组成往往与基体材料的组成有很大差异 。
在反应堆辐射条件下，设水辐解和复合反应如前 所述，各反应的速率常数符号列于下表。
反 应 H2O*→ H + OH H2O →1/2H2+ 1/2H2O2 OH + H2 → H + H2O H + H2O2 → H2O + OH OH + H2O2 → HO2 + H2O H + HO2 → H2O2 反应速率常数 10B(n, )7Li Bd d BR R KC KD KE KF
7
d [H 2 ] R BR K C ( d Bd ) [H 2 ] dt 2 KE [H 2 O2 ]
式中，第一项为水完全分解 式中，第一项 为水完全分解产生氢气的速率 产生氢气的速率； ； 第二项为水复合反应 第二项 为水复合反应消耗氢气的速率 消耗氢气的速率。 。 由该式可看出：
反应份额 (%) 反应(1) 反应(2) 80 20 80 20 4 96
由于10B(n, )7Li反应生成的射线和7Li反冲核具有很大的 LET值，使 ，使反应 反应(2)的份额增加 份额增加（见表 （见表9.1.1），从而 ），从而使水辐 使水辐 解产额、特别是分子产物的产额明显增加，如 解产额、特别是分子产物的产额明显增加 ，如表 表9.1.2中的 试验数据所示。 试验数据所示 。 表9.1.2 硼酸浓度对辐解产物生成速率的影响(mmol/min) 硼酸浓度 (mol/L) 分解反应 辐射类型 0.00 0.02 0.05 0.054 0.054 0.054 反应(1) 0.007 0.007 0.007 反应(2) 10B(n, )7Li 0.000 0.003 0.012 反应(1) 10B(n, )7Li 0.000 0.038 0.099 反应(2)
①不同合金元素的氧化（腐蚀）程度不同，表面氧 化膜的组成与基体材料的有很大差异。 例如，304不锈钢｜FeCr2O4 (铬酸盐氧化物，多 半含Ni Ni) )｜NixFe3-xO4 (铁酸盐型尖晶石氧化物) 。 ②氧化物中不同金属的溶解度也不相同。 ③基体金属腐蚀产物大部分构成了表面氧化膜或沉 积物，仅有少量溶解或悬浮在水中。
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(mm=mM)
图9.2.3 在不同酸碱性条件下Fe3O4在含氢水 溶液中的溶解度与温度的关系
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① 在一定温度下， 溶解度在某一pHT 出现最小值 出现 最小值。 。 ② 温度越高，出现 最小溶解度的pHT 越低，但最小溶解 度值越大。
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可见，辐解产生了O2，且其产率(H2产率 H2O2 可见，辐解产生了 产率)/2，说明它是部分H2O2的分解产物。
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二、加氢抑制水的辐射分解 二、加氢 抑制水的辐射分解
可导出如下氢气生成速率公式：
反应堆内纯水分解的主要因素是射线 反应堆内纯水分解的主要因素是 射线（ （∵1和2结果相同） 反应份额主要取决于射线LET（线性能量转移 线性能量转移）的高低。 ）的高低。 低，主要产生自由基 低，主要 产生自由基产物；高，主要 产物；高，主要产生分子产物 产生分子产物。 。 反应堆内，反应 反应堆内， 反应(1)的份额>>反应(2)的， 的，纯水 纯水辐解产生的 辐解产生的 H和OH浓度较高， 浓度较高，复合反应 复合反应(3)和(5)作用显著 作用显著。因此， 。因此，纯 纯 水净分解率不大 水净 分解率不大，辐解产物 ，辐解产物H2和 H2O2 的平衡含量并不高。
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哈特（E.J. Hart）等用实验证实了上述结论。
加H2浓度↑→辐解
加氢还能消除水中游离氧（两者在辐射作用下迅速合成为 水），并使H2O2重新转化为水。 综上所述，加氢能有效抑制水的辐射分解、消除水中游离 综上所述，加氢能有效抑制水的辐射分解、消除水中游离 氧、降低水中氧化性产物浓度， 氧、降低水中氧化性产物浓度 ，从而大大减少水辐解产物 对结构材料的腐蚀。 如前所述，向PWR冷却剂中加入14mL (STP) H2 / L，则可 抑制水的辐解。考虑到氢气的泄漏、分布不均等因素，通 常将冷却剂的氢浓度 常将 冷却剂的氢浓度控制在 控制在25~50mL (STP) H2/L，相当于 室温下氢气分压为1~2大气压 大气压时，氢气在水 时，氢气在水中 中饱和溶解度 和溶解度。 。 加氢通常是在化容系统内完成 加氢通常是在化容系统 内完成，向 ，向容积控制箱 容积控制箱内充入氢气 内充入氢气 并保持1~2大气压。