核电厂水化学 第三章 放射性水处理
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4%硼酸的结晶温度为15C，使用这样的硼酸一般无需对贮槽 和管道特殊加热保温，但设备容量相对要大些；12%硼酸的结晶 温度为50C，为避免硼酸结晶，需将所有的管道及设备的温度保 持在50C以上，这当然比较麻烦，但设备容量相对可以小些。
如年处理量为17200米3的堆排水，平均硼浓度700ppm（相应 的硼酸浓度为4200ppm），每年可回收硼酸72吨。所以通常把 这个系统称为硼回收系统。
4.3.1 沸水堆核电站冷却剂净化系统的出力 对于沸水堆，冷却剂净化系统出力的计算
公式为：
W Cj =CfG
W =CfG/ Cj
Cj--冷却剂中某杂质j的平衡浓度，mg/L；
Cf--给水中某杂质j的浓度（给水指的是进入反应堆的那部分 水），mg/L；
1）距离屏蔽指的是，使用长柄阀或遥控 装置等来达到辐照防护的目的。
众所周知，射线源的吸收剂量率与距离 平方成反比，所以拉长工作人员操作位置与放 射源的距离，就能有效地缩小辐照对人员的危 害。
2）时间屏蔽指的是，控制工作人员接受辐 照的时间以达到辐照防护的目的。
这可通过限制操作人员的辐照时间以及增 加操作期间的操作人员数量，以缩短工作时间 等措施来实现。//
3.4.1 冷却剂为什么要进行循环净化
在反应堆运行过程中，冷却剂处在高温、高压和强 辐照条件下，其水质受到两方面的污染：
（1）冷却剂被杂质，特别是反应堆回路结构材料腐 蚀产物所污染。
一座大型压水堆回路系统所产生的腐蚀产物每天约 为数十克；
（2）冷却剂被放射性核素所污染。 冷却剂放射性核素包括哪三部分？
☆系统工艺流程
为达到前述目的，硼回收系统应该具备如下三种功能：
•
为堆排水提供足够的存贮容量；
•
去除堆排水中的放射性和其它杂质；
•
为堆的运行提供再生补给水和浓硼酸。
• 因此，硼回收系统由三个单元组成
1）堆排水存贮和输送单元
包括堆排水贮槽和相应的泵组。为保证反应堆排水顺畅，并 为本系统的运行保留足够的机动能力，通常堆排水贮槽的容量 取一回路冷却剂总体积的2.5倍以上。 这样的容量能够容纳任何条件下接连两次冷停堆启动的排水。 较大的贮存能力同时也可提供堆排水较长的放射性衰变时间， 这对于去除短半衰期核素很有效。 贮槽采用氮封，防止冷却剂中逸出的氢气和空气相混引起爆炸 的可能性。配属于贮槽的各种泵用来倒槽、取样、混匀，以及 提供工艺流程所需的流量压头。
3.2 不同类型放射性废水处理系统的选择
不同类型放射性废水处理系统的选择原则是： 系统应具有较为灵活的、多样的工艺和较大的出力 储备。
（1）对安全壳地坑疏水、生产车间地面疏水、 实验室排水、取样废水、淋浴和洗衣房排水等废 水，其放射性较低，主要采用过滤、蒸发、离子 交换等处理。
通常是将上述各类废水分别收集，视各类废 水放射性活度，再集中到几个水箱，然后通过选 定的系统进行处理。/
硼回收系统蒸发的目的 ：硼水分离
既然蒸发以硼水分离为主要目的，那么就希望二次蒸汽中挥发硼的含量 越少越好，所以硼回收系统蒸发单元除了一般的雾沫去除器之外，还要加 一个吸收塔以淋洗吸收挥发硼。当然，这也将提高对二次蒸汽放射性的净 化水平。这样处理后的二次蒸汽冷凝液的硼浓度实际上降低到难以检测的 水平。必要时，可以借助一组附加的阴离子交换器或混合离子交换器，进 一步除去凝水中的残余硼或净化冷凝液。
这种变化可用如下的假设来解释：在Co原子核中有 一个中子转变成一个质子和一个带负电的电子，这个电
子放射出来，而这一质子仍留在Co原子核内。
射线是一种电磁波，具有很大的能量，且 穿透能力很强。射线的放射不改变放射性同位 素的原子序数或质量数。
1）合理选择屏蔽材料，对减小辐照强度 有较大的影响。
判断材料的防护能力的指标是材料的吸收 系数。值愈大，辐照强度减小的程度愈大。
但池水pH值高，阳离子交换树脂易很快失 效，再生次数也增加；同时再生过程中会形成大 量放射性活度较高的再生废液，所以应根据这一 特点慎重选择离子交换树脂。
第二，燃料元件包壳可能出现损坏，使水中 放射性核素含量增加，尤其是水中会出现较高含 量的放射性铯。
而在有Na+的情况下，苯乙烯型阳离子交换 树脂很难吸着铯，因此一些核电站用合成沸石取 代它。合成沸石不但对铯有良好的选择性，而且 还能有效地除去放射性锌。/
2）净化单元
由过滤器、离子交换器和脱气器构成，分别用来去 除排水中的不溶性颗粒杂质，可溶性离子杂质以及溶 解气体。
前置过滤器的作用并不明显，新近设计的压水堆已 不采用，而令树脂床兼起过滤作用。本系统的原料水 大部分已经冷却剂循环净化系统混合床离子交换处理， 所以一般仅设置一组H+型阳树脂床，用以去除Cs、 Mo、Y等循环净化系统不易除去的核素以及pH添加 剂的阳离子（Li+、K+ 、NH4+ ）。树脂床后过滤器是 用以防止破碎树脂流出的。为提高净化效果，有的堆 加设了混合离子交换器。
由燃料的破损处释放出来，并且达到可观的浓度。在大量使用 镍基合金的压水堆中，曾发现停堆后大量58Co（58Ni）进入换 料水。
为实现上述各项任务，必须精心选择冷却剂循环净化系统。
3.4.3 循环净化系统的出力
冷却剂净化系统的出力该多大？当然是全部处 理最好，但全部处理不现实，也没必要。一般根据冷 却剂中某种杂质的物料平衡来计算冷却剂净化系统的 出力。下面分沸水堆、压水堆进行计算。
3.4 冷却剂循环净化系统 3.4.1 冷却剂为什么要进行循环净化？ 3.4.2 冷却剂循环净化的任务？ 3.4.3 冷却剂循环净化系统的出力计算 3.4.3.1 沸水堆核电站冷却剂净化系统的出力计算 3.4.3.2 沸水堆核电站冷却剂净化系统的出力计算 3.4.4 冷却剂循环净化系统在核电站的布局 3.4.5 冷却剂循环净化系统的选择 3.4.6 冷却剂循环净化系统的工作情况
（3）压水堆排水处理采用复用系统，除可 用于排水净化处理外，还可起到回收冷却剂中 硼酸的作用。
出于冷却剂硼浓度控制的要求，必须使复用补水的硼含量降低 到允许程度，因此，堆排水处理系统除了净化之外，还有一个硼 水分离的任务，即生产合格的堆补给水和浓硼酸。再生硼酸的浓 度应符合堆浓硼酸贮存要求，有的取4%，有的取12%，主要考 虑到硼酸水溶液的结晶温度。
而且，硼回收蒸发器也可以作为废液蒸发器使用。 事实上，为了控制冷却剂的氚浓度，每年都要排掉数 百吨蒸发冷凝液，有时也要排掉部分不合格的浓硼酸，此 时硼回收蒸发器起了废液处理的作用。 一般在压水堆电厂中，硼回收蒸发器和废液蒸发器采 用完全相同的结构和参数，以利于运行控制，必要时可以 替换使用。/
（4）在燃料元件包壳和蒸汽发生器管束无 损坏时，可认为压水堆核电站第二回路基本上 是无放射性的。
除气是堆水净化的一个重要环节。
在冷却剂放射性组分中，裂变气体占很大比例，为使净化水 的比放显著降低，就必须相当彻底地去除这些气体。即使裂 变气体除去90%，其剩余比放仍然等于其它核素的比放之和。 所以，除气效率必须达到103以上才能符合要求。
一般采用热力除气方法来达到深度除气的目的。水流先经预 热，雾化喷入脱气器，使大部分气体由水中释出。而后使水 流通过填料表面，与本系统蒸发器发生的二次蒸汽逆流接触， 蒸汽将水中剩余的气体带出，进入脱气冷凝器，把蒸汽冷凝 下来，而使不凝性气体进入废气系统。
放射性水处理
一、引言 1.1 哪些水需要净化？哪些水可能具有放射性而需要净化？ 1.2 PWR水质净化的重要性 二、放射性水处理方法 三、放射性水处理系统 3.1 放射性废水处理的特点 3.2 不同类型放射性废水处理系统的选择 3.3 放射性废水处理系统的构造 3.4 冷却剂循环净化系统 3.5 硼回收系统（又称反应堆排水处理复用系统） 3.6 除盐水制备、精处理、蒸汽发生器二回路排污水净化系统
2）同时，可将离子交换器、过滤器等设在 无人操作的工作室内，室内的墙壁起生物屏蔽作 用。
3）若上述设备安装在操作室内（例如处理 低放射性废水），则这些设备的外壁应装有保护 套。
（2）为使工作人员能接近装置的操作部 位，在设计和布置交换器、水箱、管道和辅助 设备等时，应充分考虑距离屏蔽和时间屏蔽等 辐照防护措施。
（1）设置屏蔽，主要是用来防止那些 射程较长的粒子，如射线和β射线。屏蔽对 防护β射线十分有效，因为相对来说β射线射 程较短，且穿透能力弱。
β衰变的性质
• β射线的能量对不同的核是不同的，大致为十几千 电子伏到3兆电子伏
• 由于这种粒子的质量小，只带一个电荷，其射程比 α粒子长，但产生电离的能力比α粒子弱
但燃料元件包壳和蒸汽发生器管束发生损 坏时，凝结水和蒸汽发生器排污水会具有一定 的放射性。
3.3 放射性废水处理系统的构造 放射性废水处理系统所采用的离子交换装置的构
造与火力发电厂补给水处理系统的基本相同，不同点 在于：
对于核电站采用的装置，因为离子交换装置在运 行过程中积累的放射性对现场工作人员会产生辐照危 害，因此为减少工作区的辐照剂量，应根据放射性活度 的大小采取相应的屏蔽措施。
3.1 放射性废水处理的特点 3.2 不同类型放射性废水处理系统的选择 3.3 放射性废水处理系统的构造
三、放射性废水处理系统
3.1 放射性废水处理的特点
（1）复杂--因为核电站放射性废水的来源不 一（压水堆第一回路和沸水堆主设备、辅助设备排空时的排放水，
蒸汽发生器排空时的排放水 ，核燃料贮存池池水；反应堆排水； 泄漏水；第二回路的放射性废水-蒸汽发生器排污水；清洗废液和 冲洗水；离子交换装置的再生废液和清洗水；专用洗涤水和淋浴
3）硼水分离单元
硼水分离是通过蒸发来实现的。本单元由蒸发器，雾沫去除器、吸收塔、 冷凝器以及冷却器构成。绝大部分堆排水在蒸发器中被转化成二次蒸汽， 经雾沫去除器除去夹带的雾沐，以及经吸收塔除去挥发硼后，在冷凝器中 凝结下来，再经冷却剂器冷却，检测合格后送往堆补给水箱贮存起来。而 蒸汽发生器釜底溶液浓缩到一定程度后，经冷却过滤送往浓硼酸贮槽。
（2）冷却剂和燃料贮存池废水，其净化系 统由过滤器和离子交换器组成。
过滤器用来除去水中悬浮杂质。 因为贮存池中的一部分水在反应堆换料操 作时，需输送到压力壳上部换料空间作为换料 操作的屏蔽，为此必须保证水的低浊度。
在设计燃料贮存池废水净化系统时，应注 意如下几个问题。
第一，防止燃料元件包壳的腐蚀。最简 易的方法是向水中投加碱性物质，将水的pH 值控制在11左右。例如，意大利拉蒂那核电站 就采用投加氢氧化钠的方法，将燃料贮存池水 的pH调节在11左右。
因此，为了确保冷却剂水质，必须在反应堆 运行过程中，将一部分冷却剂连续送往净化系统 进行处理，处理后的冷却剂重新返回反应堆。
这种净化系统就称为冷却剂循环净化系统。/
3.4.2 冷却剂循环净化系统的任务或目的
冷却剂循环净化系统的任务（目的）是除去 冷却剂中对反应堆有害的杂质（特别是腐蚀产物） 和放射性核素，以及维持冷却剂水化学工况所要 求的多项指标。在停堆换料时，有些核电站还用 它来净化燃料贮存池的池水。
• 完全吸收β射线所需要的物质长度：铝约5毫米，铅 约1毫米
粒子是带负电荷的高速电子流，一个粒子就是一 个电子，用符号0-1e表示。粒子具有较强的穿透能力。
统计数字表明，约80%放射性同位素发生衰变，例 如6027Co→6028Ni+0-1e。由此反应式可知，新形成的原子 核的质子数比原有的多一个，而中子数少一个。
水），放射性水平有较大差异，加之放射性废水流量变
化幅度较大，组分复杂，使放射性废水处理更加复杂化。
（2）最大程度地实现设备的自动操作，对 自动控制系统要求有非常高的安全性。
一座大型现代化核电站，放射性水处理系 统的自动控制系统设有大量执行机构，加之受 控制的设备数量和类型多，核电站放射性水处 理系统的自控系统复杂。/
冷却剂循环净化系统的主要目的：在反应堆正常运行 时净化冷却剂，不断地除去冷却剂中的腐蚀产物和裂变产 物，维持合适的冷却剂水质； 在停堆换料时还有循环净 化换料水池的使命。
之所以除在反应堆正常运行时净化冷却剂外，在停堆换
料时还有循环净化换料水池的使命。 是因为虽然反应堆已停止运行，但部分裂变产物仍有可能
如年处理量为17200米3的堆排水，平均硼浓度700ppm（相应 的硼酸浓度为4200ppm），每年可回收硼酸72吨。所以通常把 这个系统称为硼回收系统。
4.3.1 沸水堆核电站冷却剂净化系统的出力 对于沸水堆，冷却剂净化系统出力的计算
公式为：
W Cj =CfG
W =CfG/ Cj
Cj--冷却剂中某杂质j的平衡浓度，mg/L；
Cf--给水中某杂质j的浓度（给水指的是进入反应堆的那部分 水），mg/L；
1）距离屏蔽指的是，使用长柄阀或遥控 装置等来达到辐照防护的目的。
众所周知，射线源的吸收剂量率与距离 平方成反比，所以拉长工作人员操作位置与放 射源的距离，就能有效地缩小辐照对人员的危 害。
2）时间屏蔽指的是，控制工作人员接受辐 照的时间以达到辐照防护的目的。
这可通过限制操作人员的辐照时间以及增 加操作期间的操作人员数量，以缩短工作时间 等措施来实现。//
3.4.1 冷却剂为什么要进行循环净化
在反应堆运行过程中，冷却剂处在高温、高压和强 辐照条件下，其水质受到两方面的污染：
（1）冷却剂被杂质，特别是反应堆回路结构材料腐 蚀产物所污染。
一座大型压水堆回路系统所产生的腐蚀产物每天约 为数十克；
（2）冷却剂被放射性核素所污染。 冷却剂放射性核素包括哪三部分？
☆系统工艺流程
为达到前述目的，硼回收系统应该具备如下三种功能：
•
为堆排水提供足够的存贮容量；
•
去除堆排水中的放射性和其它杂质；
•
为堆的运行提供再生补给水和浓硼酸。
• 因此，硼回收系统由三个单元组成
1）堆排水存贮和输送单元
包括堆排水贮槽和相应的泵组。为保证反应堆排水顺畅，并 为本系统的运行保留足够的机动能力，通常堆排水贮槽的容量 取一回路冷却剂总体积的2.5倍以上。 这样的容量能够容纳任何条件下接连两次冷停堆启动的排水。 较大的贮存能力同时也可提供堆排水较长的放射性衰变时间， 这对于去除短半衰期核素很有效。 贮槽采用氮封，防止冷却剂中逸出的氢气和空气相混引起爆炸 的可能性。配属于贮槽的各种泵用来倒槽、取样、混匀，以及 提供工艺流程所需的流量压头。
3.2 不同类型放射性废水处理系统的选择
不同类型放射性废水处理系统的选择原则是： 系统应具有较为灵活的、多样的工艺和较大的出力 储备。
（1）对安全壳地坑疏水、生产车间地面疏水、 实验室排水、取样废水、淋浴和洗衣房排水等废 水，其放射性较低，主要采用过滤、蒸发、离子 交换等处理。
通常是将上述各类废水分别收集，视各类废 水放射性活度，再集中到几个水箱，然后通过选 定的系统进行处理。/
硼回收系统蒸发的目的 ：硼水分离
既然蒸发以硼水分离为主要目的，那么就希望二次蒸汽中挥发硼的含量 越少越好，所以硼回收系统蒸发单元除了一般的雾沫去除器之外，还要加 一个吸收塔以淋洗吸收挥发硼。当然，这也将提高对二次蒸汽放射性的净 化水平。这样处理后的二次蒸汽冷凝液的硼浓度实际上降低到难以检测的 水平。必要时，可以借助一组附加的阴离子交换器或混合离子交换器，进 一步除去凝水中的残余硼或净化冷凝液。
这种变化可用如下的假设来解释：在Co原子核中有 一个中子转变成一个质子和一个带负电的电子，这个电
子放射出来，而这一质子仍留在Co原子核内。
射线是一种电磁波，具有很大的能量，且 穿透能力很强。射线的放射不改变放射性同位 素的原子序数或质量数。
1）合理选择屏蔽材料，对减小辐照强度 有较大的影响。
判断材料的防护能力的指标是材料的吸收 系数。值愈大，辐照强度减小的程度愈大。
但池水pH值高，阳离子交换树脂易很快失 效，再生次数也增加；同时再生过程中会形成大 量放射性活度较高的再生废液，所以应根据这一 特点慎重选择离子交换树脂。
第二，燃料元件包壳可能出现损坏，使水中 放射性核素含量增加，尤其是水中会出现较高含 量的放射性铯。
而在有Na+的情况下，苯乙烯型阳离子交换 树脂很难吸着铯，因此一些核电站用合成沸石取 代它。合成沸石不但对铯有良好的选择性，而且 还能有效地除去放射性锌。/
2）净化单元
由过滤器、离子交换器和脱气器构成，分别用来去 除排水中的不溶性颗粒杂质，可溶性离子杂质以及溶 解气体。
前置过滤器的作用并不明显，新近设计的压水堆已 不采用，而令树脂床兼起过滤作用。本系统的原料水 大部分已经冷却剂循环净化系统混合床离子交换处理， 所以一般仅设置一组H+型阳树脂床，用以去除Cs、 Mo、Y等循环净化系统不易除去的核素以及pH添加 剂的阳离子（Li+、K+ 、NH4+ ）。树脂床后过滤器是 用以防止破碎树脂流出的。为提高净化效果，有的堆 加设了混合离子交换器。
由燃料的破损处释放出来，并且达到可观的浓度。在大量使用 镍基合金的压水堆中，曾发现停堆后大量58Co（58Ni）进入换 料水。
为实现上述各项任务，必须精心选择冷却剂循环净化系统。
3.4.3 循环净化系统的出力
冷却剂净化系统的出力该多大？当然是全部处 理最好，但全部处理不现实，也没必要。一般根据冷 却剂中某种杂质的物料平衡来计算冷却剂净化系统的 出力。下面分沸水堆、压水堆进行计算。
3.4 冷却剂循环净化系统 3.4.1 冷却剂为什么要进行循环净化？ 3.4.2 冷却剂循环净化的任务？ 3.4.3 冷却剂循环净化系统的出力计算 3.4.3.1 沸水堆核电站冷却剂净化系统的出力计算 3.4.3.2 沸水堆核电站冷却剂净化系统的出力计算 3.4.4 冷却剂循环净化系统在核电站的布局 3.4.5 冷却剂循环净化系统的选择 3.4.6 冷却剂循环净化系统的工作情况
（3）压水堆排水处理采用复用系统，除可 用于排水净化处理外，还可起到回收冷却剂中 硼酸的作用。
出于冷却剂硼浓度控制的要求，必须使复用补水的硼含量降低 到允许程度，因此，堆排水处理系统除了净化之外，还有一个硼 水分离的任务，即生产合格的堆补给水和浓硼酸。再生硼酸的浓 度应符合堆浓硼酸贮存要求，有的取4%，有的取12%，主要考 虑到硼酸水溶液的结晶温度。
而且，硼回收蒸发器也可以作为废液蒸发器使用。 事实上，为了控制冷却剂的氚浓度，每年都要排掉数 百吨蒸发冷凝液，有时也要排掉部分不合格的浓硼酸，此 时硼回收蒸发器起了废液处理的作用。 一般在压水堆电厂中，硼回收蒸发器和废液蒸发器采 用完全相同的结构和参数，以利于运行控制，必要时可以 替换使用。/
（4）在燃料元件包壳和蒸汽发生器管束无 损坏时，可认为压水堆核电站第二回路基本上 是无放射性的。
除气是堆水净化的一个重要环节。
在冷却剂放射性组分中，裂变气体占很大比例，为使净化水 的比放显著降低，就必须相当彻底地去除这些气体。即使裂 变气体除去90%，其剩余比放仍然等于其它核素的比放之和。 所以，除气效率必须达到103以上才能符合要求。
一般采用热力除气方法来达到深度除气的目的。水流先经预 热，雾化喷入脱气器，使大部分气体由水中释出。而后使水 流通过填料表面，与本系统蒸发器发生的二次蒸汽逆流接触， 蒸汽将水中剩余的气体带出，进入脱气冷凝器，把蒸汽冷凝 下来，而使不凝性气体进入废气系统。
放射性水处理
一、引言 1.1 哪些水需要净化？哪些水可能具有放射性而需要净化？ 1.2 PWR水质净化的重要性 二、放射性水处理方法 三、放射性水处理系统 3.1 放射性废水处理的特点 3.2 不同类型放射性废水处理系统的选择 3.3 放射性废水处理系统的构造 3.4 冷却剂循环净化系统 3.5 硼回收系统（又称反应堆排水处理复用系统） 3.6 除盐水制备、精处理、蒸汽发生器二回路排污水净化系统
2）同时，可将离子交换器、过滤器等设在 无人操作的工作室内，室内的墙壁起生物屏蔽作 用。
3）若上述设备安装在操作室内（例如处理 低放射性废水），则这些设备的外壁应装有保护 套。
（2）为使工作人员能接近装置的操作部 位，在设计和布置交换器、水箱、管道和辅助 设备等时，应充分考虑距离屏蔽和时间屏蔽等 辐照防护措施。
（1）设置屏蔽，主要是用来防止那些 射程较长的粒子，如射线和β射线。屏蔽对 防护β射线十分有效，因为相对来说β射线射 程较短，且穿透能力弱。
β衰变的性质
• β射线的能量对不同的核是不同的，大致为十几千 电子伏到3兆电子伏
• 由于这种粒子的质量小，只带一个电荷，其射程比 α粒子长，但产生电离的能力比α粒子弱
但燃料元件包壳和蒸汽发生器管束发生损 坏时，凝结水和蒸汽发生器排污水会具有一定 的放射性。
3.3 放射性废水处理系统的构造 放射性废水处理系统所采用的离子交换装置的构
造与火力发电厂补给水处理系统的基本相同，不同点 在于：
对于核电站采用的装置，因为离子交换装置在运 行过程中积累的放射性对现场工作人员会产生辐照危 害，因此为减少工作区的辐照剂量，应根据放射性活度 的大小采取相应的屏蔽措施。
3.1 放射性废水处理的特点 3.2 不同类型放射性废水处理系统的选择 3.3 放射性废水处理系统的构造
三、放射性废水处理系统
3.1 放射性废水处理的特点
（1）复杂--因为核电站放射性废水的来源不 一（压水堆第一回路和沸水堆主设备、辅助设备排空时的排放水，
蒸汽发生器排空时的排放水 ，核燃料贮存池池水；反应堆排水； 泄漏水；第二回路的放射性废水-蒸汽发生器排污水；清洗废液和 冲洗水；离子交换装置的再生废液和清洗水；专用洗涤水和淋浴
3）硼水分离单元
硼水分离是通过蒸发来实现的。本单元由蒸发器，雾沫去除器、吸收塔、 冷凝器以及冷却器构成。绝大部分堆排水在蒸发器中被转化成二次蒸汽， 经雾沫去除器除去夹带的雾沐，以及经吸收塔除去挥发硼后，在冷凝器中 凝结下来，再经冷却剂器冷却，检测合格后送往堆补给水箱贮存起来。而 蒸汽发生器釜底溶液浓缩到一定程度后，经冷却过滤送往浓硼酸贮槽。
（2）冷却剂和燃料贮存池废水，其净化系 统由过滤器和离子交换器组成。
过滤器用来除去水中悬浮杂质。 因为贮存池中的一部分水在反应堆换料操 作时，需输送到压力壳上部换料空间作为换料 操作的屏蔽，为此必须保证水的低浊度。
在设计燃料贮存池废水净化系统时，应注 意如下几个问题。
第一，防止燃料元件包壳的腐蚀。最简 易的方法是向水中投加碱性物质，将水的pH 值控制在11左右。例如，意大利拉蒂那核电站 就采用投加氢氧化钠的方法，将燃料贮存池水 的pH调节在11左右。
因此，为了确保冷却剂水质，必须在反应堆 运行过程中，将一部分冷却剂连续送往净化系统 进行处理，处理后的冷却剂重新返回反应堆。
这种净化系统就称为冷却剂循环净化系统。/
3.4.2 冷却剂循环净化系统的任务或目的
冷却剂循环净化系统的任务（目的）是除去 冷却剂中对反应堆有害的杂质（特别是腐蚀产物） 和放射性核素，以及维持冷却剂水化学工况所要 求的多项指标。在停堆换料时，有些核电站还用 它来净化燃料贮存池的池水。
• 完全吸收β射线所需要的物质长度：铝约5毫米，铅 约1毫米
粒子是带负电荷的高速电子流，一个粒子就是一 个电子，用符号0-1e表示。粒子具有较强的穿透能力。
统计数字表明，约80%放射性同位素发生衰变，例 如6027Co→6028Ni+0-1e。由此反应式可知，新形成的原子 核的质子数比原有的多一个，而中子数少一个。
水），放射性水平有较大差异，加之放射性废水流量变
化幅度较大，组分复杂，使放射性废水处理更加复杂化。
（2）最大程度地实现设备的自动操作，对 自动控制系统要求有非常高的安全性。
一座大型现代化核电站，放射性水处理系 统的自动控制系统设有大量执行机构，加之受 控制的设备数量和类型多，核电站放射性水处 理系统的自控系统复杂。/
冷却剂循环净化系统的主要目的：在反应堆正常运行 时净化冷却剂，不断地除去冷却剂中的腐蚀产物和裂变产 物，维持合适的冷却剂水质； 在停堆换料时还有循环净 化换料水池的使命。
之所以除在反应堆正常运行时净化冷却剂外，在停堆换
料时还有循环净化换料水池的使命。 是因为虽然反应堆已停止运行，但部分裂变产物仍有可能