富集硼酸在压水堆一回路水化学中的应用研究
关于海外华龙一号核电机组硼酸制备工艺研究
关于海外华龙一号核电机组硼酸制备工艺研究摘要：硼酸是一种常见的可溶性中子毒物，常被溶解于反应堆一回路冷却剂中，吸收过量的中子，以控制反应堆的反应性。
在反应堆首次装料前，需要制备足够的硼酸溶液，以保证系统的硼冲洗需求和装料安全，在功率运行阶段还需制备一定量的硼酸溶液保证反应堆的运行安全。
本文主要介绍了海外华龙一号核电机组硼酸溶液的制备方案以及在制备过程中出现的问题和解决方法，为后续同类型机组或不同类型机组中功能相似系统的调试工作提供相应经验。
关键词：华龙一号硼酸制备优化1.引言在压水堆核电站的装料准备和功率运行过程中，需要一定数量的硼酸溶液，由反应堆硼和水补给系统（RBM）制备和提供，保证机组的装料安全和机组运行安全。
在机组装料准备阶段，需要制备大量的硼酸溶液，各系统所需的硼酸溶液浓度和数量见表1。
考虑到RBM系统硼酸溶液制备无法满足机组进程，华龙一号机组还额外引进了临时制硼装置制备硼酸溶液，保证硼酸溶液制备的工作效率。
表1 机组装料准备阶段硼酸溶液浓度和数量机组装料前硼酸制备一般分为两个阶段，第一阶段：由临时制硼装置为乏燃料水池、燃料装载井、燃料转运仓制备硼酸溶液，为燃料湿式试验提供条件。
第二阶段：由临时制硼装置为一回路相关系统（一回路容积，安注箱）、反应堆换料水池和构件池（最终排放回内置换料水箱）制备硼酸溶液。
RBM005BA制备的硼酸溶液供REB/RBM系统使用，在REB/RBM硼酸制备工作完成的情况下，RBM005BA 可将制备的硼酸溶液输送至内置换料水箱IRWST。
RBM系统硼酸溶液制备工艺简图如下：图（1）RBM系统硼酸溶液制备工艺简图RBM005BA总容积为4.2 m³，可用容积为3m³，一般制备一罐7000-7700ppm 的硼酸，液位充至1.6m，需使用5桶硼酸晶体（一桶硼酸25Kg），制备一罐硼酸大约耗时1.5小时，因为充水管管径较细，充水速度缓慢，加热器功率较低，加热缓慢，制备效率较低。
模块式小型压水堆一回路水化学参数分析
Science &Technology Vision 科技视界模块式小型压水堆一回路水化学参数分析谢杨宋波王亮李毅张玉龙(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041)【摘要】本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上，结合模块式小型压水堆的技术发展方向，对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标，可为模块式小型压水堆一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。
【关键词】水化学参数；一回路；模块式小堆0引言模块式小型压水堆由于其在安全特性及多用途性等方面的显著特点而备受关注，可在区域供电、海水淡化、城市供暖、工业供气等方面广泛应用，目前已成为核能领域的研究热点之一。
为提高模块式小型压水堆的经济性，减少对人员和环境的影响[1]，需在延长换料周期、缩短换料时间和加严剂量控制等方面予以考虑。
一回路水化学工况直接影响一回路结构材料的腐蚀以及腐蚀产物在堆芯的沉积，与核电厂机组的安全可靠运行密切相关。
为满足模块式小型压水堆向延长换料周期、缩短换料时间和加严剂量控制等方向发展的需求，有必要开展模块式小型压水堆一回路水化学参数研究工作，以确保反应堆冷却剂压力边界的完整性，确保燃料包壳的完整性以及维持燃料组件的设计性能，减少堆芯外辐射场的剂量率。
本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上，对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标。
1模块式小型压水堆一回路水化学工况的基本要求模块式小型压水堆一回路水化学工况应满足如下基本要求：（1）能降低一回路结构材料的腐蚀速率，避免局部腐蚀的发生；（2）能减少腐蚀产物和杂质在燃料包壳表面的沉积，以避免热阻增加进而使燃料包壳的壁温升高，加速燃料包壳的腐蚀；（3）能减少腐蚀产物的释放以及向堆芯迁移和活化，以降低堆芯外辐射场的剂量率。
先进压水堆应急情况下的硼酸需求分析
先进压水堆应急情况下的硼酸需求分析摘要：核电站在应急情况下必须保障充足的硼酸资源，目的是确保事故时硼酸能注入安全壳内和乏燃料水池，维持堆芯和乏燃料的次临界度，保证核电站在事故工况下的核安全，防止放射性向环境释放。
本文通过对某先进压水堆关键系统的硼酸需求进行分析，计算得出应急情况的硼酸需求，为电站硼酸储存提供了量化指导。
关键词：硼酸；最大需求工况；重量百分比；0 前言硼酸是核电站中用于反应性控制的重要物资，在应急情况下，通过将硼酸注入安全壳内和乏燃料水池，保证堆芯及乏燃料的安全，防止放射性向公众和环境释放。
因此，核电站最大的硼酸需求量，对核电站事故后安全有重要的指导意义。
1 硼酸资源最大需求总量分析在寿期末满功率工况到停堆换料的过程，由于温度下降，需要向一回路补含硼水，同时需要大量含硼水进行换料操作，这个工况下的硼酸的使用量最大。
如果此时发生地震叠加海啸事件，硼酸的需求量是最高的。
如此时发生二回路在安全壳内的管道断裂事故，极端情况下，两个蒸汽发生器的水容积将全部泄漏进安全壳内，降低壳内的硼浓度。
1.1主冷却剂系统RCS硼酸量RCS系统最大冷却剂质量出现在停堆换料阶段，系统已达常温常压，PXS系统隔离，安全壳内换料水箱（IRWST）向换料水池排水进行换料操作至换料要求水位，此时RCS冷却剂质量298305kg（包括化容系统净化回路的容积），硼浓度与IRWST的硼浓度相同，为1.54%重量百分比浓度（2700ppm）。
基于保守考虑，假设寿期末满负荷下RCS硼浓度为0。
则RCS系统的硼酸质量M1：298305×1.54%=4593.897（Kg）1.2 非能动堆芯冷却系统PXS硼酸量PXS系统硼酸量考虑两台蓄压箱（ACC）、两台堆芯补水箱（CMT）、一个IRWST满水的情况，其中ACC水容积48.139m3；CMT水容积70.797 m3；IRWST水容积2132 m3。
ACC和IRWST硼浓度为1.54%重量百分比浓度，CMT为2%重量百分比浓度（3500ppm）的硼酸。
反应堆压力容器硼酸腐蚀评估及控制方法建议
反应堆压力容器硼酸腐蚀评估及控制方法建议作者：赵继松来源：《科技资讯》2015年第14期摘要：反应堆压力容器（RPV）是核电站关键重要设备，硼酸泄露容易导致RPV母材、螺栓等部位发生腐蚀。
对硼酸腐蚀的机理和硼酸腐蚀过程进行细致分析，提出RPV硼酸腐蚀评估方法，并给出开展RPV硼酸腐蚀控制方法建议。
关键词：反应堆压力容器硼酸腐蚀中图分类号：TL3 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2015）05（b）-0101-02在压水堆核电站一回路系统中加入少量的硼酸，用以控制中子反应性。
在反应堆压力容器（RPV）设计过程中，内壁堆焊有奥氏体不锈钢，用于防止一回路硼酸腐蚀，但RPV的母材一般为低合金钢材料制造而成，无论是西方PWR堆型的RPV材料为508-III钢，还是俄罗斯WWER堆型的RPV材料为15Cr2NiMoVA钢，都不具备抗硼酸腐蚀能力。
在一回路冷却剂中的硼酸与RPV低合金钢接触后就发生硼酸腐蚀。
现已在西方型反应堆上观察到压力容器顶盖、密封环、封头螺栓和仪表管等部位发生了因硼酸泄漏而导致材料腐蚀损伤的事件；在WWER型压力容器控制棒驱动管嘴法兰和压力容器顶盖封头螺栓的丝扣周围也发生了硼酸的少量泄露[1-3]。
1 硼酸腐蚀机理硼酸被认为是一种弱酸，但当硼酸溶液泄漏至RPV顶盖外表面和主螺栓等热表面时，硼酸中的水蒸发，然后留下浓缩的硼酸溶液，最终形成硼酸结晶，在95℃下饱和硼酸溶液的pH 值小于3，具有很强的腐蚀性。
引起硼酸耗蚀的因素包括杂质、氧气、环境温度、环境PH值、流体流速等。
杂质会导致环境电导率上升，也会导致金属表面钝化膜破坏，从而导致腐蚀的增加。
氧浓度会促进金属表面Fe2O3的形成，加快腐蚀速率。
高温会使硼酸水溶液蒸发浓缩，加速金属腐蚀，但水完全蒸发后，残留的干燥硼酸晶体的腐蚀性并不是很强。
硼酸PH值对RPV材料的腐蚀速率关系曲线见图1，当pH升高到强碱性范围也会加快腐蚀速率。
硼酸水溶液/蒸气对高温金属表面的冲刷会加快均匀腐蚀[4]。
模块式小型压水堆一回路水化学参数分析
模块式小型压水堆一回路水化学参数分析作者：谢杨宋波王亮李毅张玉龙来源：《科技视界》2016年第09期【摘要】本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上，结合模块式小型压水堆的技术发展方向，对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标，可为模块式小型压水堆一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。
【关键词】水化学参数；一回路；模块式小堆0 引言模块式小型压水堆由于其在安全特性及多用途性等方面的显著特点而备受关注，可在区域供电、海水淡化、城市供暖、工业供气等方面广泛应用，目前已成为核能领域的研究热点之一。
为提高模块式小型压水堆的经济性，减少对人员和环境的影响[1]，需在延长换料周期、缩短换料时间和加严剂量控制等方面予以考虑。
一回路水化学工况直接影响一回路结构材料的腐蚀以及腐蚀产物在堆芯的沉积，与核电厂机组的安全可靠运行密切相关。
为满足模块式小型压水堆向延长换料周期、缩短换料时间和加严剂量控制等方向发展的需求，有必要开展模块式小型压水堆一回路水化学参数研究工作，以确保反应堆冷却剂压力边界的完整性，确保燃料包壳的完整性以及维持燃料组件的设计性能，减少堆芯外辐射场的剂量率。
本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上，对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究，提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标。
1 模块式小型压水堆一回路水化学工况的基本要求模块式小型压水堆一回路水化学工况应满足如下基本要求：（1）能降低一回路结构材料的腐蚀速率，避免局部腐蚀的发生；（2）能减少腐蚀产物和杂质在燃料包壳表面的沉积，以避免热阻增加进而使燃料包壳的壁温升高，加速燃料包壳的腐蚀；（3）能减少腐蚀产物的释放以及向堆芯迁移和活化，以降低堆芯外辐射场的剂量率。
2 水化学参数的特性分析为尽量减少反应堆冷却剂浸润材料的均匀腐蚀和局部腐蚀，减少腐蚀产物向堆芯迁移，需维持良好的水化学工况，需对一回路水化学重要的水质参数进行控制，主要包括pH值、锂、溶解氢、溶解氧以及杂质（氯化物、氟化物、硫酸根、硅、铝、钙、镁和悬浮物）等[3]。
核电站压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究
压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究发布者：张野, 王晓放, 介红恩发布时间：2010-2-2 12:23:00内容摘要作为调节核电站反应性的可溶毒物，硼酸广泛应用在压水堆冷却剂中。
通过对其浓度的调节来控制长期反应性的变化。
本文采用CFD手段对混流式核主泵的叶轮在多工况点下进行三维湍流流动数值模拟，得到了含有清水和不同浓度硼酸溶液作为工作介质的核主泵扬程、效率及功率等性能特性参数。
结合实验数据，在压水堆安全工况下分析了冷却剂中硼酸浓度对核主泵水力特性参数的影响，并通过与清水介质比对，得到即使在极限硼酸浓度下冷却介质中硼酸浓度亦对核主泵性能影响较小的结论。
研究结果可提高对核主泵性能预测的准确性，并对采用清水作为模拟介质的可行性提供理论依据。
正文文字大小：大中小反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump, RCP )又称核主泵，用于驱动高温、高压放射性冷却剂，使其循环流动，并连续不断地把核反应堆堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器，是一回路主系统中唯一高速旋转的设备[1]。
当今世界上压水堆核电站广泛采用在冷却剂中添加硼酸进行反应性调节的方法，而硼酸溶液与普通清水相比，两者对核主泵等过流部件是否会产生不同影响？其对工质溶液的粘度、密度等物性参数的影响程度将直接关系到核主泵水力模型设计以及主泵性能参数如：流动损失、扬程、效率及轴功率等。
目前，国内、外学者对于核反应堆一回路中硼酸溶液的研究主要集中在对一回路材料腐蚀的影响、硼稀释以及LOCA事故等方面, 获得一些重要结论[2~5]，对核主泵数值分析方面的研究主要集中在假设以清水作为工质情况下对其内部速度、压力场分布的预测[6~7]，其中对于硼酸溶液的物性对核主泵的影响研究尚未涉及。
本文针对多流量工况和冷却剂中含有不同浓度硼酸溶液的多方案条件下进行数值研究，分析清水与硼酸溶液对核主泵性能影响的差异，着重研究了硼酸浓度对过流部件性的影响程度，并对使用数值计算方法预测核主泵性能中采用清水作为模拟介质的可行性进行分析。
压水堆核电站-回路冷却剂系统中硼酸基体对锂含量测定影响的研究
作，本法就是对现有分析方法加 以改进来提高硼酸体系中锂含量测定的准确性。
ｌ 实验部分
１ １ 仪 器及 工作条 件 ．
仪器 ： Ｅ３０型原子吸收光谱仪。 Ｐ ０
收稿 日期 ：２ ０ ０ ７一ｏ ６—１ ５
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维普资讯
２０ ０ ７年
广东微量元素科学 Ｇ Ａ Ｇ ０ Ｇ ＷＥＬＡ Ｇ Ｙ Ａ Ｓ Ｅ Ｕ Ｕ Ｎ Ｄ Ｎ８期
工 作条件 ：环境 温度 ２ ｑ ３Ｃ；湿度 ６％ ；灯 电流 １ Ａ；狭缝 ０７ｎ ０ ５ｍ ． ｍ；波长 ６０ ８ｎ ７ ． ｍ；样
品吸 喷量为 ４ ｍ ／ ｉ；乙炔 流量为 ０ ５Ｌ ｍ ｎ Ｌ ｍｎ ． ／ ｉ ；空气 流量为 ４ ０Ｌ ｍ ｎ ． ／ ｉ。 １ ２ 试剂 、标 准溶液及 样 品 ．
压 水 堆核 电站 一 回路 冷 却剂 系统 中 硼 酸 基体 对 锂 含 量 测 定 影 响 的研 究
万 艮 方清 良
（ 亚湾核 电运 营管理 有 限责任公 司，广 东 深 圳 ５８２ ） 大 １１４
摘 要 ：为解决压水堆 （ ＷＲ）核 电站 一回路冷却剂系统 中硼 酸溶 液对锂含量 测定 的影 响，对原 Ｐ
中 图分 类号 ：Ｏ ６７ ３ ５ ． １ 文 献 标 识 码 ：Ａ
压 水堆核 电站一 回路 系统 水 中锂含 量 的测量 与控 制是化 学监 督 的重要 环节 ，一 回路冷却 剂 系
统设备和管道的表面虽然都是由不锈钢材料制成 ，但如果水 中含有氧或其它有害物质 ，仍然会使 这些材料受到腐蚀 ，缩短设备的使用寿命 ，而固体腐蚀产物经中子照射后变成了新的辐射源。冷 却剂中的 ｐ Ｈ值的高低对材料的腐蚀速率具有很大的影响，水呈弱碱性 时对不锈钢材料的腐蚀速 率 最低 ，大亚 湾核 电站是 通过控 制 一 回路 氢氧 化锂 的含量来 调 节水 的 ｐ Ｈ值呈 弱 碱性 ，以避 免或 减 少材 料受到 腐蚀 。另外 ，对 于大亚 湾 和岭 澳 核 电站 机 组在 １０ 功 率 下 ５０ｍ ／ ｇ的硼 每 １ｄ ０％ ０ ｇｋ
压水堆一回路腐蚀产物沉积及放射性积累模拟研究进展
压水堆一回路腐蚀产物沉积及放射性积累模拟研究进展谢杨1韩旭2谢海燕1赖建永1杨钊1陈爽1单文博1矫彩山*2（1、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都6101412、哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江哈尔滨150001）1概述从1986年以来，世界各地的核能力以年均1.5%的增长速度增长，而核能发电的增长率几乎是这个速度的两倍。
这一增长很大程度上是由于现有核电站效率的改善和产能的增加，但是同时也造成压水堆换料周期的延长和功率的提高，导致了燃料元件表面腐蚀产物沉积（CRUD ）的增加。
CRUD 来源是由于反应堆一回路结构材料向冷却剂中腐蚀释放腐蚀产物，这些腐蚀产物会随冷却剂迁移并在堆芯燃料元件表面发生沉积。
CRUD 是具有多孔结构的Fe-Ni-Cr 尖晶石氧化物，在燃料元件表面厚度能够达到75μm 。
当发生过冷泡核沸腾时，冷却剂中硼和锂元素会在CRUD 的多孔结构中富集，导致燃料元件轴向功率偏移异常（AOA ）或CRUD 诱导功率偏移(CIPS)，将影响反应堆的正常运行甚至造成反应堆停堆维修。
因为冷却剂中腐蚀产物生成、迁移、沉积和活化等过程，所以CRUD 形成建模与一回路结构材料表面放射性积累建模常常密不可分。
在一回路冷却剂中主要发生以下过程：(1)在一回路冷却剂条件下，主管道、蒸汽发生器和主泵等结构材料基体金属表面发生腐蚀向冷却剂中释放金属离子；(2)在冷却剂、电化学平衡和平衡热力学的作用下，结构材料表面腐蚀形成的腐蚀层和存在的沉积层会发生溶解或者侵蚀，向冷却剂中释放金属离子或者金属颗粒；(3)腐蚀产物随冷却剂迁移到堆芯，一部分腐蚀产物沉积在燃料元件表面并吸收中子具有放射性；(4)在堆芯沉积并活化的腐蚀产物在冷却剂作用下再次返回到冷却剂中，随冷却剂迁移到堆芯外并沉积到结构材料表面。
显然，如果以上的过程不断重复，最后将导致堆芯外出现放射性区域，对工作人员造成危害。
研究CRUD 形成机理，从而提出降低CRUD 形成的方法有重要的理论意义和实际价值。
富集 10B硼酸在压水堆中的应用研究现状
Ｔｈ ｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｎ ｉ ｈ ｄ Ｂ ｏ ｉ ｃ ｄ ｉ ｅ ａ ｌｃ ｔｏ ｆ ｅ ｒ ｃ ｅ 。 ｂ ｒ ｃ ａ ｉ ｎ ｐ ｅ ｓ ｒ ｚ ｔｏ ｔ ｒ ｒ ａ ｔ ｒ ｒ ｓ ｕ ｉ ａ ｉ ｎ ｗａ ｅ ｅ ｃ ｏ
ＸＵ ｉｏ Ｚ Ｊａ ． ＨＡＮＧ ｅ—ｉｎ 。 Ｗ ｉ ａ ｇ ｊ
国 内外 硼 稳 定 同 位 素 工 业 化 生 产 的成 熟 技 术 。 关 键 词 ： 集 Ｂ Ｂ硼 酸 ； 水 堆 ； 子 吸 收 剂 富 ； 压 中 中图分类号 ： Ｌ ８ Ｔ ４ 文章标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ２ ８０ １ （ Ｏ ２ ０ — ２ ８０ ０ ５ — ９ ８ ２ １ ） ３０ ３ — ６
（ ． ｅ ｅｅ ｎ Ｅｎ ｉｏ ｍｅ ｔｌＥｎ ｉ ｅ ｉｇＣｏ ｐ ＣＮＮＣ， ｉｉｇＣｈｉａ １ ０ ３ １ Ｅｖ ｒ ｌａ ｖｒ ｎ ｎ ａ ｇｎｅｒｎ ｒ ． Ｂｅｊｎ ｎ ， ０ ０ ７；
２ Ｃ ｅ ｃ ｌ ｎ ｉｅ ｒ ｇ ａ ｄＲｅ ｅ ｒｈ Ｃ ｎ ｅ ｆＴ ａ ｊ ｉｅ ｓ ｙ Ｔ ａ ｊ ０ ０ ２ Ｃ ｉａ ． ｈ ｍｉ ｇｎ ｅｉ ｎ ｓａ ｃ ｅ ｔｒｏ ｉｎｉ Ｕｎｖ ｒｉ 。 ｉｎｉ ３ ０ ７ ， ｈｎ ） ａＥ ｎ ｎ ｔ ｎ
收 剂 替 代 天 然 丰 度 硼 酸 ， 会 使 核 电站 的运 行 达 到更 好 的 操 作 控 制 水 平 。该 替 代 技 术 不 但 能 减 少 冷 却 将
剂 循 环 系 统 中的 各 种 化 学 试 剂 、 防腐 剂 的添 加 量 ， 且 减 少 了 硼 酸 废 液 的产 生 与 排放 。 由 此 将 会 使 由 天 而 然 硼 酸 带 来 的 冷 却 剂 化 学 问 题 ， 如 材 料 及 设 备 的腐 蚀 、 诸 冷却 剂 水 质 恶化 及 化 学 试 剂 的 消 耗 等 复 杂 问题 得 到 简 化 解 决 。论 文 还 对 硼 同 位 素 的 主 要 分 离 技 术 进 行 了 简 述 和 比 较 ， 出 了 化 学 交 换 精 馏 法 是 目前 指
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主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬和锰等金属离子，以及氢氧根离子和硼酸根离子等。
这些产物会影响核电站的运行稳定性和热效率，同时也对环境带来潜在风险。
为控制这些活化腐蚀产物的生成和影响，压水堆核电站采取了多种水化学控制措施。
其中包括：
1. 去离子水系统：通过去离子水系统减少水中的杂质和离子，减缓活化腐蚀的产生。
2. 化学清洗：定期进行化学清洗，清除一回路中的污垢和腐蚀产物，保证水循环系统的清洁和稳定性。
3. 加药控制：通过给水系统中加入适量的缓蚀剂和抗氧化剂等药剂，延缓金属腐蚀的产生和水化学反应的影响。
4. 氢气控制：控制系统中的氢气含量，减少氢气对金属材料的腐蚀作用。
5. 硼酸加注：加入适量的硼酸，控制系统中的酸碱平衡，减少金属材料的腐蚀和水的蒸发。
综合采取上述措施，可以有效地控制压水堆核电站一回路中的活化腐蚀产物的生成和影响，确保核电站的运行安全和稳定性。
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离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法测定核电厂一回路含硼酸水中的锂
离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法测定核电厂一回路含硼酸水中的锂林清湖【摘要】压水堆核电厂一回路水化学监督采用硼-锂协调曲线控制。
一回路水质含有一定量的硼酸，采用原子吸收光谱法测量一回路水质中的锂时，硼酸对锂的测量干扰显著，测量回收率明显偏低。
本文采用变色强碱性阴离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法联用系统，利用变色阴离子交换树脂在线去除一回路水质中的硼酸，消除硼酸对锂浓度测量的影响，实现锂浓度的准确分析。
结果表明，其锂浓度测量加标回收率达101.0%，相对标准偏差为0.47%(n=6)，有效消除了硼酸对锂测量的影响。
本文所用系统具有结构简单、操作方便、成本低、能有效避免火焰燃烧头硼酸结晶问题等优点。
%In pressurized water reactor nuclear powerplants,the primary circuit water chemistry control uses the boron-lithium coordination solution.Under the existence of the boric acid in the primary circuit water,the lithium recovery significantly decreases with the increaseof boron concentration by the method of atomic absorption spectrosco-py.In this study,ion exchange resin online separation-atomic absorption spectroscopy system which used allochroic ion exchange resin to remove boric acid of the primary circuit water was developed.The system eliminates the effect of boric acid and reaches the accurate analysis of lithium concentration.Under the optimized conditions,boric acid is completely removed.The recovery of standard addition and relative standard deviation are 101.0% and 0.47% (n=6)respectively.The results demonstrate that the present system can be applied in lithiumconcentration analysis in the primary circuit water of nuclear power plants.The system has the advantages of simple structure,ease of building without the requirement of complexly fabricated devices,low cost,conven-ient operation and no pollution by the boric acid in burner of atomic absorption spectroscopy.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)008【总页数】5页(P1364-1368)【关键词】离子交换树脂;在线分离;原子吸收光谱;核电厂;硼酸;锂【作者】林清湖【作者单位】海南核电有限公司，海南昌江 570133【正文语种】中文【中图分类】O652.2压水堆核电厂一回路水化学工况对维护反应堆的运行安全、减少系统设备腐蚀、确保燃料包壳及一回路压力边界的完整性、提高核电厂的可靠及经济运行起着至关重要的作用，任何偏离化学技术规范的运行都将显著降低机组的可利用率[1-3]。
富集硼酸可行性研究报告
富集硼酸可行性研究报告背景介绍硼酸是一种重要的化学物质，在工业生产和农业领域具有广泛的应用。
然而，硼酸的纯度和浓度对其应用效果起着至关重要的作用。
因此，富集硼酸的方法成为了研究的焦点之一。
本报告旨在探讨富集硼酸的可行性，并提出相关的研究成果和建议。
富集硼酸的必要性硼酸在很多领域都有重要的应用，比如在玻璃、陶瓷、农业等行业。
然而，自然界中硼酸的含量往往较低，需要通过富集的方法提高其纯度和浓度，以满足不同领域的需求。
因此，富集硼酸具有重要的必要性和实用意义。
富集硼酸的方法富集硼酸的方法有很多种，常见的包括结晶法、萃取法、膜分离法等。
这些方法各有优缺点，需要根据具体情况选择合适的方法进行富集。
结晶法是一种常用的富集硼酸的方法，通过控制溶液的温度和浓度，使硼酸结晶出来达到富集的目的。
萃取法则是利用萃取剂与硼酸形成络合物，从而实现硼酸的富集。
膜分离法则是利用半透膜的特性，将硼酸从溶液中富集出来。
富集硼酸的可行性研究针对富集硼酸的方法，我们进行了一系列的实验研究，探讨了不同条件下硼酸富集的效果。
实验结果表明，结晶法在控制条件合适的情况下能够有效富集硼酸，并且操作简单、成本较低。
萃取法在某些情况下也能够得到较好的富集效果，但需要选择合适的萃取剂并进行反复提纯。
膜分离法在硼酸浓度较低时效果较好，但对膜的选择和操作要求较高。
结论与建议综合以上研究结果，我们认为富集硼酸是可行的，不同的富集方法适用于不同的情况。
在实际应用中，可以结合不同的富集方法，根据具体情况选择合适的方案。
此外，还可以进一步研究硼酸富集的机制，优化富集方法，提高硼酸的富集效率和纯度，以满足不同领域的需求。
展望未来，随着科学技术的不断发展，硼酸富集的方法将得到进一步的完善和提升。
我们将继续深入研究硼酸富集的机制和方法，探索更加高效、环保的富集技术，为硼酸在工业生产和农业领域的应用提供更好的支持和保障。
通过本次研究，我们对硼酸富集的可行性有了更深入的了解，相信在未来的研究中能够取得更多的突破和进展，为硼酸的应用和推广提供更加坚实的理论和实验基础。
压水堆核电厂：硼回收系统(TEP)8页
硼回收系统（TEP）一、系统的功能1．接收来自核岛疏水和排气系统（RPE）的一回路含氢冷却剂，为反应堆冷却剂排水提供足够的贮存容积；2．处理收集的废液并分离为水和硼酸，以供一回路复用；图1 TEP原理图3．接收化学和容积控制系统（RCV）的下泄流，直接除硼；二、系统的组成TEP系统由前置贮存，净化除气、中间贮存、蒸发分离、蒸馏液监测浓缩液监测以及除硼七部分组成，系统流程原理如图1所示，图2、图3、图4为TEP系统流程。
1．前置贮存箱（TEP 001 BA及008 BA）前置贮存箱的容积为80m3，正常运行时，每个暂存箱接收对应机组一回路排出的可复用的冷却剂。
箱内采用氢气覆盖，其压力在0.12～0.32MPa间变化，以防止空气进入。
为减少废气量，箱内氮气量保持恒定，不进行换气。
每台暂存箱配置一台供料泵（TEP 001 PO或002 PO），供料泵还兼作循环泵以尽量减少沉淀物在箱底部沉积。
必要时，每台供料泵可以从另一个暂存箱吸水，水泵的额定流量为27.2m3/h。
箱体设有压力测量和压力保护，压力整定值（abs）如下：163P1：0.11MPa ,低低压力信号引起供料泵停运且两个控制室报警；P2：0.12MPa ,低压力信号（相应于低水位）开启氮气供应阀注入氮气并向两个控制室报警；P3：0.32MPa ,高压力信号向两个控制室报警，操作员将过剩氮气排到TEG含氢废气处理系统；P4：0.33MPa ,高高压力信号向两个控制室报警，在没有N5信号时自动向TEG含氢废气处理系统排气；P5：0.34MPa ,安全阀241VY开启，将箱内气体排至DVN烟囱；箱体设有水位测量，其整定值如下（压力为绝对值）：N1：相当于5m3，最低水位信号引起供料泵停运和两个控制室报警，此时箱内压力0.12mPa。
N2：相当于10m3，水位信号引起脱气器停运，此时箱内压力0.13MPa。
N3：相当于20m3，水位信号引起供科泵和脱气器启动，此时箱内压力0.15MPa。
核电厂一回路硼碱曲线的研究
第43卷㊀第6期2023年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.6㊀㊀Nov.2023㊃综㊀述㊃核电厂一回路硼碱曲线的研究于㊀淼,顾㊀钰,曾晓敏,柴庆竹,武㊀铜,万维进(上海核工程研究设计院股份有限公司,上海200233)㊀摘㊀要:硼碱曲线是核电厂一回路水化学的重要控制依据,选择科学合理的硼碱曲线,对于减少一回路腐蚀产物的沉积和放射性源项具有重要的意义㊂本文分析了一回路水化学控制的目的及一回路pH T 选择需考虑的因素,回顾了硼碱曲线的发展历史,重点对国内不同堆型硼碱曲线的特点进行了总结,最后对国内核电厂硼碱曲线的应用给出建议㊂关键词:硼碱曲线;核电厂;化学控制;放射性源项中图分类号:TL353+.5文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-10-25作者简介:于淼(1983 ),男,2006年本科毕业于长沙理工大学应用化学专业,2014年在职攻读长沙理工大学工程硕士,高级工程师㊂E -mail:274416088@㊀㊀一回路水化学控制的目的主要有三个:一是保证一回路压力边界的完整,即最小化一回路结构材料的腐蚀;二是保证燃料包壳的完整性和燃料设计性能,减少锆包壳的腐蚀及避免一回路腐蚀产物的沉积;三是最小化堆芯外辐射场,降低运行及大修期间人员受照剂量㊂化学控制主要是控制反应性㊁pH T 范围㊁溶解氧浓度和杂质浓度㊂冷却剂pH T 值是指在机组功率运行期间,在一回路冷却剂温度下溶液的pH 值,该值大小与冷却剂中含有的酸㊁碱物质及浓度有关㊂pH T 是反应堆冷却剂最主要的水化学参数[1],目前通过硼与碱金属(VVER 机组为氢氧化钾,其他机组为氢氧化锂)协调控制,即硼碱曲线㊂国内对硼碱曲线的研究较少,刘新福等[2]在文中分析了秦二核电厂长周期换料后的硼碱曲线控制方案,提出采用4段的硼-锂(B -Li)协调方案控制最高锂浓度,对不同燃料循环腐蚀活化产物进行跟踪分析,结果表明在混合堆芯运行期间,采用优化的B -Li 协调水化学控制对抑制一回路结构材料腐蚀和降低一回路辐射场是有效的㊂王海平等[3]在文中分析了硼碱曲线对一回路辐射源项的影响,反应堆运行时,如果pH T 值偏离最佳pH 值ʃ0.1,会使回路中的沉积物质量平均增加20%㊂王柱[4]在文中介绍了EPR 机组一回路冷却剂pH T 控制要点,允许在最大锂含量为4mg /kg 下运行,并定期分析B -10富集度㊂本文主要分析讨论了硼碱曲线与pH T ,回顾了硼碱曲线的发展历史,重点分析了国内不同堆型硼碱曲线的特点,并对国内核电厂硼碱曲线的应用给出建议㊂1㊀pH T 范围选择㊀㊀水的电离随温度的升高而增加,温度升高,H+浓度增加,pH T 降低,一般情况下一回路系统的平均温度为300ħ,中性水的pH T 为5.6㊂不同温度㊁相同浓度的碱化剂pH T 值不同㊂美国核电厂的pH T 值是以堆芯平均温度(T avg )计算的,欧洲pH T 的计算不考虑核电厂的运行温度而采用恒定300ħ时的pH T 值,国内大多采用欧洲的方法㊂一回路的金属材料主要有锆合金㊁镍基合金和不锈钢,因pH T 值的选择㊁pH T 控制方案的确定需满足监管部门的燃料供应商的要求,制定pH T 值的范围主要考虑以下几个因素:(1)燃料元件的完整性pH 值在1~12范围内,锆合金的腐蚀没有明显的变化,pH 值超过12,或Li 浓度超过7mg /L 时,锆合金腐蚀速度加快㊂当Li 浓度超过35mg /L 时,锆合金的腐蚀速度呈倍数增大[5]㊂所以,从燃㊀辐射防护第43卷㊀第6期料元件完整性的角度考虑,pH值可选择的范围为1~12㊂(2)结构材料的完整性pH T值为7.3或Li浓度2.2mg/L附近时,镍基合金应力腐蚀敏感性最小㊂将pH T值从7.4升高至7.8,应力腐蚀没有明显增加㊂将Li浓度从0.7mg/L升高至3.5mg/L可以明显降低应力腐蚀[5-6]㊂在弱碱性条件下,不锈钢的应力腐蚀较低,但在pH T值大于10的溶液中,不锈钢会发生苛性应力腐蚀㊂所以,从结构材料的完整性角度,pH T值可选择的范围应小于10㊂(3)腐蚀产物在堆芯的沉积与迁移研究表明[4],高温水pH值从中性到微碱性范围内(6.5~8.5),镍氧化物㊁磁性氧化铁㊁镍铁酸盐等的溶解度较低,当pH T值在6.9~7.4时,磁性氧化铁和镍铁酸盐的铁溶解度最小,pH T值低于6.9时,会造成严重的腐蚀产物沉积㊂因此,从腐蚀产物在堆芯的沉积与迁移角度,pH T值可选择的范围为6.9~7.4㊂2㊀一回路硼碱曲线的发展2.1㊀协调硼碱曲线㊀㊀初期PWR机组并不进行硼和锂的协调处理㊂Li浓度保持在0.7~2.2mg/L范围内㊂硼浓度在寿期初的1100mg/L到寿期末时的0mg/L之间变化㊂20世纪70年代和80年代初,电厂运行经验表明,寿期初的低pH T值导致腐蚀产物在燃料表面大量的沉积,从而产生很高的停堆剂量率㊂因此,美国专家提出硼碱曲线理论,认为腐蚀产物的主要成分是Fe3O4㊂腐蚀产物的溶解度温度系数(TCS)是腐蚀产物沉积在设备表面的推动力,倘若冷却剂的pH T值能维持TCS值接近 0 或很小的正值,则不存在推动力使表面腐蚀产物沉积在堆芯表面而被活化㊂Fe3O4的溶解度在pH T值为6.9时最小,且其TCS接近0,所以推荐pH T值为6.9㊂高Li浓度会引起不锈钢或镍基合金的苛性腐蚀,LiOH有局部浓缩和生成溶解度较低的LiBO2的可能性㊂为避免这两种现象发生,LiOH 浓度最大控制在2.2mg/L㊂控制冷却剂水的pH T 值为6.9,Li为2.2mg/L,称为 协调硼碱曲线化学 (不同资料名称表述稍有区别)㊂图1为协调硼碱曲线,该曲线因为pH T值较低,一回路冷却剂系统腐蚀产物的迁移量大,导致活化率高与堆芯外辐射区域增加,同时,燃料包壳上沉积量增大㊂图1㊀协调硼碱曲线[7]Fig.1㊀Coordinated boron-alkali curve[7]2.2㊀改进硼碱曲线㊀㊀20世纪90年代,随着对腐蚀产物成分的进一步研究,表明镍铁氧化物是腐蚀产物的主要成分㊂pH T值为7.4时,镍铁氧化物的溶解度最小㊂由于2.2mg/L锂浓度是规定的上限,寿期初的pH T值不到7.4,为了防止燃料元件包壳的锂诱发腐蚀,在循环的前三分之二,锂保持在2.2mg/L,直到pH T值达到7.4,然后调整锂/硼比使pH T值保持在7.4,直到循环结束㊂对于一些初始硼浓度超过1200mg/L的电站来说,2.2mg/L的锂浓度保持恒定,BOC(燃料循环初期)阶段会导致pH T值小于6.9㊂因此启动时硼锂浓度协调维持pH T值大于6.9,直到需要的锂浓度降低到2.2mg/L㊂到达这一点时,pH T值允许增加,直到pH T值为7.4㊂pH T值从6.9增加至7.4,腐蚀速度降低不大于10%(约为7%)㊂因此,在寿期末,也有电厂将pH T值调整为7.4之外的其他值㊂同时,随着燃料材料的发展,锆合金燃料包壳允许的最高锂浓度值为2.2mg/L,锆铌合金和M5等优异燃料包壳允许的最大锂浓度为3.5mg/L,因此,也有电厂将锂浓度调整为3.5mg/L㊂图2为改进硼碱曲线,该曲线提高了Li的浓度,减小了堆芯外辐射区域,减少镍铁酸盐在堆芯内的沉积[6]㊂2.3㊀高pHT值硼碱曲线㊀㊀蒸汽发生器传热管如ALLOY690的腐蚀产物于㊀淼等:核电厂一回路硼碱曲线的研究㊀图2㊀改进硼碱曲线[7]Fig.2㊀Modified boron-alkali curve[7]释放速率与pH T值有关㊂一般会在寿期初时略高,腐蚀产物释放速率随着系统材料腐蚀产物膜的稳定而减少㊂改进型pH T值控制策略,腐蚀产物的产生和转移预期会在燃料寿期初最大㊂为了解决这一问题,2000年后提出采用 高pH值硼碱曲线 策略㊂pH T值为7.4时,腐蚀产物的溶解度温度系数接近0,腐蚀产物的沉积受pH T值变化的影响较小,将pH T值从6.9提高到7.4,有利于减少腐蚀产物在堆芯的沉积㊂为此,在整个循环中pH T值维持7.2或者7.4㊂pH T值的提高可降低停堆剂量率㊂在高pH T 值条件下,镍和铁氧化物的溶解度降低,堆芯沉积物的来源减少㊂同时,当水流经堆芯时,铁的溶解度增加,堆芯的沉积减少,Ni的沉积物也减少㊂随着锂浓度对燃料包壳影响的运行数据及实验室试验的增加,锂浓度限值也会发生改变㊂从电厂的应用看,现在多采用在寿期中pH T 值保持在7.1~7.4(恒定目标),且尽可能的保持高pH T值㊂同时用提高Li浓度来提高寿期初的pH T值㊂如AP1000机组,在采用西屋燃料组件的情况下,允许寿期初锂的浓度不超过5mg/L㊂2.4㊀VVER硼碱曲线㊀㊀VVER起初,碱化剂采用KOH,所以最初20世纪80年代硼碱曲线只考虑K对碱性的影响,如图3所示,硼碱曲线以K的质量浓度为纵坐标,采用恒定pH T值控制方式,将pH T值控制7.1~7.2㊂后因补水会引入微量的Na,硼的中子反应会生成Li,这些碱金属都对碱性有贡献,所以硼碱曲线采用K+Li+Na的摩尔浓度为纵坐标,同时采用改进型pH T值控制方式㊂寿期初总碱金属控制在0.40~0.50mmol/L,到pH T值达到7.08时,维持恒定㊂图3㊀20世纪80年代硼碱曲线Fig.3㊀Boron-alkali curve in1980s2.5㊀小结㊀㊀通过上述分析,硼碱曲线实为pH T值的表征㊂由于pH值对温度较为敏感,在运行期间,应尽量减少pH值的波动㊂运行时应保证系统pH T值ȡ6.9,以尽量减少腐蚀产物在燃料包壳上的沉积和防止包壳锆合金氧化性的增强㊂此外,一回路材料的腐蚀与腐蚀产物的释放均在燃料循环开始时达到最大值,随着保护性氧化层在材料表明的形成㊁稳定而逐渐减小,因此在燃料循环初期,pH 值越低,生成的腐蚀产物及其迁移量就越大[6]㊂3㊀不同堆型核电厂一回路硼碱曲线选择3.1㊀不同堆型核电厂的硼锂曲线3.1.1㊀VVER硼碱曲线分析㊀㊀VVER机组在水化学控制方案上有别于其他机组㊂首先,为了避免氢爆炸的潜在风险,加入1%左右的氨水,通过辐照生成氢气的方式来抑制水的辐照分解㊂其次,燃料元件包壳不同于PWR 机组,包壳没有采用欧美Zr-Sn体系的锆合金,而采用Zr-Nb体系的锆合金,因该种材料的燃料包壳在钾溶液中具有较强的耐腐蚀性㊂选择KOH 作为pH T值控制剂,这种碱化剂可增加K-42的放射性源项㊂同时,化容系统阳树脂以氨钾形式运行,防止在注入KOH碱化剂的情况下K的快速增加㊂VVER机组采用改进型pH T值控制方式,并㊀辐射防护第43卷㊀第6期进行分区三级管理㊂如图4所示,pH T 值最佳值7.08,pH T 值控制在7.0~7.2区间[3]㊂功率运行期间,水化学参数控制在A 区范围内;当相应参数偏离至B㊁C 区时,意味活化腐蚀产物的产生和积累增加,会导致计划大修期间对人员造成较高的剂量负担;当相应参数偏离至D㊁E 区时,意味质量转移过程增大,堆芯燃料元件沉积的腐蚀产物增多,这种情况会对燃料包壳泄压带来较高风险,因为沉积物下方的温度升高会造成燃料包壳的局部腐蚀速度加快;当相应参数偏离至F 区时,意味水化学支持系统运行发生故障,可能不受控地注入药剂,这会过多浸出冷却剂,影响核安全㊂图4㊀VVER1000硼碱曲线(换料周期12个月)[3]Fig.4㊀VVER1000boron-alkali curve(12month refueling cycle )[3]反应堆运行时,如果pH T 值偏离计算最佳值ʃ0.1范围,会使回路中的沉积物质量平均增加20%[2]㊂以300ħ4g /L 硼酸和0.25mmol /L 总碱金属工况和300ħ9g /L 硼酸和0.55mmol /L 总碱金属工况(最优曲线上两个点)为例,计算在高温下加入不同量的氨对pH T 值的影响,结果列于表1和表2,可见高温下氨对pH T 值的影响并不大㊂3.1.2㊀M310硼碱曲线㊀㊀国内M310机组通过向一回路系统添加氢氧化锂,通过B -Li 协调控制冷却剂的pH T 值,同时,通过化学容积控制系统向一回路系统注入氢气,限制水的辐射分解和氧的产生㊂表1㊀300ħ4g /L 硼酸和0.25mmol /L 总碱金属工况Tab.1㊀Working conditions of 300ħ4g /L boric acidand 0.25mmol /L total alkali metal表2㊀300ħ9g /L 硼酸和0.55mmol /L 总碱金属工况Tab.2㊀Working conditions of 300ħ9g /L boricacid and 0.55mmol /L total alkalimetal㊀㊀目前普遍采用18个月长周期换料,硼碱曲线如图5所示,特点如下:寿期初Li 维持在3.5mg /L,直到pH T 值达到7.0,之后维持pH T 值7.0,Li 浓度达到2.2mg /L 后,维持此浓度直到pH T 值达到7.2,最后协调Li 和B 维持pH T 值7.2至停机㊂这种控制方式属于改进型硼碱曲线,与日本推荐的pH 值控制方式类似,Li 浓度为2.2mg /L 时,浓度偏差为0.3mg /L(日本电厂一般为0.4mg /L)㊂这种控制方式可以保证机组在临界后,反应堆冷却剂的pH T 值不低于6.9㊂在维持冷却剂最优pH 值的同时,减小了机组高锂浓度运行的总天数,降低了结构材料和燃料包壳的腐蚀几率㊂3.1.3㊀AP1000硼碱曲线㊀㊀AP1000机组为三代核电技术,一回路水化学控制方案类似,不同点在于高压41MPa 的氢气直接注入到化容系统,同时化容系统净化床采用交联度为16%的核级树脂,增加了树脂的抗辐照分解能力㊂燃料组件采用ZIRLO 包壳,ZIRLO 包壳抗腐蚀性能强㊂此外,机组采用18个月的燃料循环,停堆硼浓度约2500mg /L,首燃料循环临界硼浓度约1662mg /L,满功率运行硼浓度约1382mg /L㊂在热态零功率临界工况下,锂浓度可以大于3.5mg /L,但应小于或等于5mg /L㊂一旦在150MWD /MTU 燃烧(功率运行下大约3天)时达到氙平衡,在未经西屋批准前该循环的锂浓度不能超过3.5mg /Lʃ5%㊂为此,考虑到高锂浓度对燃料性能的影响,AP1000机组将加热阶段的最高锂浓度设置为4.5mg /L;同时为了实现目标pH T 值容易控制,并允许于㊀淼等:核电厂一回路硼碱曲线的研究㊀图5㊀M310机组硼碱曲线(换料周期18个月)Fig.5㊀Boron Alkali Curve of M310Unit (18months refueling cycle )有0.1ʃpH T 值的控制误差,将目标pH T 值设置为7.3㊂此目标的pH T 值为国内核电的最高值,同时启动初期Li 离子也为国内核电机组的最高值,如图6所示㊂图6㊀AP1000机组硼碱协调曲线Fig.6㊀Boron Alkali CoordinationCurve of AP1000Unit3.1.4㊀EPR 硼碱曲线㊀㊀EPR 机组为三代核电技术,电功率1750MW㊂与其他PWR 一回路水化学控制方案基本类似,不同点在于功率运行期间采用富集硼(丰度约为37%)控制反应性㊂此外在材料的选择上,燃料包壳采用M5材料,一回路阀门减少了斯特莱合金的使用,钴含量大大减少㊂由于选择了10B 富集度为37%的硼酸用于反应性控制,EPR 一回路冷却剂的总硼酸浓度大幅度降低,寿期初仅为1200mg /kg,这使得提高冷却剂pH 值并在整个寿期内维持其恒定成为可能㊂硼碱曲线采用高pH T 值协调化学[4],目标pH T 值为7.2,功率运行期间,B 与Li 协调降低㊂此外,尽量在循环初期甚至更早的热停阶段调节到目标值pH T 7.2,并允许在最大锂含量为4mg /L 下运行㊂此种控制方案避免了寿期初腐蚀产物的沉积及放射性活化产物的增加㊂3.2㊀硼锂和硼碱曲线的分析比较㊀㊀通过以上分析,国内各堆型硼锂或硼碱对比列于表3㊂EPRI 导则[7]中建议采用改进型硼碱曲线,目标pH 300ħ=7.2时,硼锂浓度变化时pH T 值的变化㊀辐射防护第43卷㊀第6期㊀㊀㊀㊀㊀表3㊀国内各堆型硼碱曲线对比偏差范围:[Li]ȡ3.0mg/L时,偏差为ʃ5%;3.0 mg/L>[Li]ȡ1.25mg/L时,偏差为ʃ0.15 mg/L;[Li]<1.25mg/L时,偏差为ʃ12%㊂同时也对三种硼碱曲线在不同电厂中的应用进行了调研,对于降低源项的效果尚无明确结论㊂国内文献表明[1],在高钴基合金电厂,采用改进硼碱曲线的电厂剂量率较之于协调硼碱曲线明显降低;在低钴基合金电厂中,采用改进硼碱曲线的电厂剂量率也明显低于协调硼碱曲线㊂4㊀结论与建议(1)美国核电厂pH T值控制是以堆芯平均温度(T avg)计算的,欧洲pH T值的计算采用恒定的300ħ,国内大多采用恒定的300ħ的pH T值㊂温度波动如降功率期间,运营方需关注温度对pH T值的影响,及时调整水化学策略㊂(2)虽然有电厂的运行经验表明3.5~6.0 mg/kg的锂浓度范围不会对机组产生不利影响,但迄今为止采取最大锂浓度高于3.5mg/kg的在役电厂仍然较少,运行经验尚不充足,提高锂浓度对于电厂运行的长期影响仍有待验证,可能存在氢氧化锂浓缩影响包壳性能或诱发一回路结构材料PWSCC的风险㊂(3)VVER机组硼碱曲线采用K+Na+Li的摩尔浓度为纵坐标,考虑了补水中Na对碱性的影响㊂建议其他堆型积累运行经验,结合实际运行中一回路Na的含量,考虑Na对碱性的影响㊂(4)对于碱化剂与燃料元件包壳的相容性,按设计文件,锆铌合金的燃料包壳,KOH的浓度可达21.45mg/L,锆锡合金的燃料包壳,LiOH的浓度可达5mg/L,国内缺少相应的基础研究,建议进行实验室的基础验证㊂(5)核电厂在机组启动期间需要加联氨除氧,有的电厂为节省时间联氨添加的较为集中,联氨作为除氧剂,对碱性也有贡献,目前相关研究较少,建议机组启动期间考虑联氨对碱性的影响㊂参考文献:[1]㊀陈超,王争光,谢恩飞.反应堆冷却剂pH值控制策略研究[J].核动力工程,2013,34(S2):47-50.[2]㊀刘新福,张乐福,高明华.秦山第二核电厂混合堆芯水化学控制技术探讨[J].核动力工程,2008,29(5):138-141.LIU Xinfu,ZHANG Lefu,GAO Minghua.Discussion about primary water chemistry control method in Qinshan phase II[J].Nuclear Power Engineering,2008,29(5):138-141.[3]㊀王海平,于淼,任丽娟.田湾核电厂一回路水化学优化与辐射源项控制[J].辐射防护,2018,38(5):415-421.WANG Haiping,YU Miao,REN Lijuan.Chemical optimization and radiation source term control of primary circuit water in Tianwan nuclear power plant[J].Radiation Protection,2018,38(5):415-421.[4]㊀王柱.三代压水堆一回路冷却剂pH T调节[C]//2015(第六届)火电行业化学专业技术交流会.2015:367-373.[5]㊀秦山核电公司.300MW压水堆核电站培训系列教材:电厂化学[Z].秦山核电公司培训中心,1998.[6]㊀朱志平.压水堆核电厂水化学工况及优化[M].北京:原子能出版社,2010:55.[7]㊀Electric Power Research Institute(EPRI).Pressurized water reactor primary water chemistry[R].Guidelines Volume1,Revision7.2014.于㊀淼等:核电厂一回路硼碱曲线的研究㊀Study of boron alkali curve in primary loop of nuclear power plant YU Miao,GU Yu,ZENG Xiaomin,CHAI Qingzhu,WU Tong,WAN Weijin(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.Ltd.,Shanghai200233) Abstract:Boron alkali curve is an important control basis for water chemistry in the primary loop of nuclear power plant.Selecting a scientific and reasonable boron alkali curve is of great significance to reduce the deposition of corrosion products in the primary loop and the reduction of radioactive source terms.This paper first analyzes the purpose of primary loop water chemistry control,and analyzes the factors considered in the selection of primary loop pHT;secondly,this paper reviews the development history of boron alkali curves, focusing on the analysis of the characteristics of boron alkali curves of different reactor types in China;and finally,suggestions for the application of boron alkali curves in domestic nuclear power plants is put forward in this paper.Key words:boron alkali curve;nuclear power plant;chemical control;radioactive source term㊃消㊀息㊃到2035年我国核电发电量占比有望达到10%左右㊀㊀中国核能行业协会核能公众沟通委员会主任王炳华25日表示,到2035年,我国核电发电量占比有望达到10%左右,相应减排二氧化碳约9.2亿吨㊂王炳华是当日在2023年(第六届)核能公众沟通交流大会上作出上述表述的㊂本次会议由中国核能行业协会主办,中国广核集团有限公司支持承办㊂据王炳华介绍,当前我国核能事业已迎来发展新局面㊂进入 十四五 时期以来,我国已核准建设21台核电机组,核电建设稳步推进㊂目前,我国大陆地区在运核电机组55台,装机容量约5700万千瓦;在建核电机组24台,装机容量约2780万千瓦;在运在建核电机组合计79台,位居世界第二㊂截至8月,我国今年已核准建设山东石岛湾㊁福建宁德㊁辽宁徐大堡项目共计6台核电机组㊂展望未来,王炳华在会上说,到2060年,为实现碳中和目标,我国核电装机规模预计可达到约4亿千瓦,发电量占比18%左右,接近目前全球发达国家平均水平㊂同时综合考虑核能供暖㊁供汽等综合利用,核能碳减排贡献度有望达到1/4左右㊂我们必须深刻认识到核能产业在国家经济社会发展中的重要作用㊂ 王炳华表示,核能在发电及综合利用的过程中,减碳减排效益显著;以核电为代表的核能利用,基本不受自然条件约束,能够持续稳定提供高品质电量,平衡其他形式清洁能源给电网带来的扰动风险,保障电网安全稳定;核能还可以大规模替代燃煤㊁燃气供热,与当前供热体系有效衔接㊂在既要实现双碳目标又要保经济增长的多目标约束下,核能显示出不可替代的优势,将为我国经济社会发展提供重要战略支撑㊂做好核能公众沟通工作,是核能行业实现高质量发展的前提㊂王炳华建议,建立核能行业公众沟通合作机制,积极扩大核能公众沟通的朋友圈,加强与国际有核电国家核能公众沟通领域的交流与合作㊂ 核能公众沟通工作是一项伴随我国核能发展过程的长期而重要的工作㊂ 王炳华表示,中国核能行业协会作为推动行业交流合作㊁促进行业发展的社会组织,希望能够汇聚全行业智慧㊁整合全行业资源,以不断提升全行业核能公众沟通水平为抓手支持核能项目建设,助力新时代核能事业取得新发展㊂(来源:中国核能行业协会网站)。
富集硼酸在核电厂一回路冷却剂中的应用研究_刘金华_温菊花_龚宾_夏晓娇_姜峨_赵
第3期
核 动 力 工 程
Nuclear Power Engineering
Vol.36. No.3 Jun. 2015
2 0 1 5 年 6 月
文章编号：0258-0926(2015)03-0110-04; doi:10.13832/j. jnpe. 2015.03.0110
富集硼酸在核电厂一回路冷却剂中的应用研究
1. Institute of Nuclear Science and Technology, Sichuan University, Chengdu, 610064, China; 2. Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610041, China
收稿日期：2014-05-07；修回日期：2015-04-28 基金项目：国家重大科技专项经费资助（2011ZX06004-017）
性温度系数越大，硼酸的沉积和结晶风险也将大 大增加；另一方面，高浓度硼酸导致冷却剂pH值 下降，引发一回路结构材料的腐蚀，需添加氢氧 化锂（LiOH）进行协调控制，使水质维持在碱性 范围，以缓解结构材料的腐蚀以及腐蚀产物的迁 移活化。但大量研究揭示，过高浓度的锂会加剧 锆合金元件表面腐蚀，不利于包壳材料的长期腐 蚀性能[3-4]。 国外研究发现，在核电反应堆中采用富集硼 酸，主要有以下的优点：10B在反应堆冷却系统中
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衡常数，可以通过计算获得pH值与锂和硼的浓度 的关系。随着10B富集度的提高，大大降低了协调 冷却剂 pH 值的碱化剂的添加量。硼浓度为 1800 mg/kg、不提高锂浓度限值3.5 mg/kg时，10B富集 度在40%以上的富集硼酸能维持堆芯运行于 pH值 7.2之上；当硼浓度为1200 mg/kg时，40%富集度 的硼酸能维持堆芯运行于pH值7.4。40%富集度硼 酸的使用，冷却剂pH300℃为7.2～7.4，表明与天然 硼酸相比，pH300℃提高0.1~0.2是可能的。 在锂浓度限值为3.5 mg/kg条件下，制作pH300 ℃ 为 7.4 时不同富集度的硼锂水化学中锂浓度曲 线。锂浓度曲线显示，天然硼酸在 600 mg/kg 时 pH300 ℃可达到 7.4，而对于富集度为 40% 、50% 、 75%、100%的硼酸，达到该pH条件时的硼浓度分 别为291、231、150、109 mg/kg。在不改变反应 性的前提下，随着10B富集度的提高，硼浓度显著 降低。在锂浓度限值相同的条件下，使用高富集 度的硼酸，一回路冷却剂更容易达到较高的 pH 值。对于换料周期18个月的燃料循环，BOL需天 然硼酸浓度约为1800 mg/kg的硼，由于可燃毒物 的存在，硼浓度可降为1200～1400 mg/kg。从锂 浓度曲线可看出， 只有富集度约大于50%的硼酸， 才能使 BOL即达到 pH300 ℃ =7.4 。随着反应堆的运 行，毒物氙增加，硼浓度降低至 1200 mg/kg 时， 40%富集度的硼酸可达到pH300℃=7.4， 而对于天然 硼酸，则需要继续运行，直到硼浓度降低至 600 mg/kg。 由此可见，富集硼酸的使用，不但可获得更 高pH值的水化学工况，而且在燃料循环中达到规 定pH条件所需时间越少，也更容易实现对硼锂水 化学的协调控制。 对 40% 富集度硼酸 300 ℃时 pH 值与锂和硼浓 度关系进行计算，结果表明：当锂浓度为 3.45 mg/kg时， pH300℃=7.2和pH300℃=7.4所需硼浓度分别 为582、970 mg/kg，从反应性控制方面来看，相 当于天然硼浓度分别为1200、2000 mg/kg。该计 算结果与美国、韩国及日本压水堆执行使用富集 硼酸早期研究的成果相吻合。在此基础上，制作 40%富集度硼-锂协调控制曲线，该协调控制曲线 进一步证实，40%富集度的硼酸能维持堆芯在BOL 运行于pH值7.2之上，pH300℃提高0.1~0.2是可实现 的。
硼水分离系统参数波动原因分析及运行建议
硼水分离系统参数波动原因分析及运行建议摘要冷却剂贮存和处理系统（TEP）中的硼水分离子系统用于对一回路冷却剂排出液进行硼水分离，分离得到的除盐水和7000ppm浓硼酸可根据需要重新对一回路进行补给。
本文探讨了调试期间硼水分离系统运行时，浓硼酸产出液浓度波动较大，运行不稳定的原因，并给出了优化运行的建议。
关键词冷却剂贮存和处理系统；硼浓度；硼水分离0 引言或概述压水堆核电站需要通过调节一回路冷却剂系统中的硼浓度以达到维持运行、调节堆芯参数、满足机组状态等目的。
调节硼浓度的主要方法是通过化学和容积控制系统，通过上充、下泄流体置换，以达到改变一回路冷却剂硼浓度的目的。
在此过程中，被置换的一回路冷却剂通过冷却剂贮存和处理系统（TEP）进行收集和处理，通过硼水分离（下文简称TEP3系统）子系统，可以将硼浓度不确定的排出液分离成为除盐水和确定浓度的硼酸液从而达到反复利用的目的。
TEP3系统主要分离原理是蒸发分离，即通过电加热器和真空抽气机共同作用，使得处理液沸腾，蒸馏冷凝后的除盐水不含硼酸，回收作为除盐水备用；蒸发塔内的浓缩液硼浓度逐渐升高，当其硼浓度满足要求时，浓缩液传输泵将其输送至硼酸储存罐备用。
我厂TEP3系统在调试期间，经常因为硼酸产出液浓度超过阈值而导致系统停运。
本文将对该问题进行了探讨，并给出运行建议。
1 TEP3系统流程和工作方式图1：TEP3系统流程简图1.1 TEP3系统流程主设备：硼酸蒸发塔（循环加热设备，真空抽气机），进料泵和控制阀，除盐水冷凝、传输子系统，浓缩液传输子系统。
1.蒸发塔循环加热回路泵及加热器对其加热，通过调节加热器功率，自动维持蒸发塔在100℃2.蒸发塔真空抽气机给蒸发塔提供约0.02bar的负压，对应饱和温度约93℃3.硼酸塔液位由进料流量调节阀自动控（阀A）制在1.35m4.冷凝水通过除盐水传输泵排向除盐水储存罐，冷凝水管液位通过控制阀（阀B）维持在0.8m5.浓缩硼酸溶液通过硼酸泵传输给硼酸储存罐，传硼控制阀（阀C ）控制硼浓度为4.1%（约7000ppm ）上述各子系统均由DCS 进行闭合控制。
富集硼酸制备研究进展
刘念 等
Figure 1. Preparation routes summary graph 图 1. 制备路线汇总图
3.1. 无机水解法
无机水解法是在水介质中，BF3 逐步水解脱氟，生成一系列羟基氟硼酸，通过加入脱氟剂推动反应 向着生成 H3BO3 方向进行，最终得到 H3BO3。脱氟剂常用 CaCO3、Li2CO3、LiOH。 3.1.1. CaCO3 作脱氟剂 CaCO3 是无机水解法最常用的脱氟剂，反应总方程为：
2BF3 + 3Li 2 CO3 + 3H 2 O → 2H 3 BO3 + 3CO 2 ↑ +6LiF ↓
(3) (4) (5)
BF3 + 3LiOH → H 3 BO3 + 3LiF ↓
2BF3 + 3Li 2SO 4 + 6H 2 O → 2H 3 BO3 + 3H 2SO 4 + 6LiF ↓
至离心[19]。因此，锂化合物路线制备的 H3BO3 所含的杂质更少，纯度更高(98%以上)。
锂化合物作脱氟剂的优势是 LiF 沉淀颗粒较大，过滤即可除去；而 CaF2 易凝胶化，除去需要抽滤甚 但 Li2CO3、LiOH 路线也有着不足：1) 反应速率较慢，收率较低(95%)。CaCO3 路线在 98℃下反应 5 h 即反应完全[17]， 而 Li2CO3、 LiOH 路线需要加热至沸腾 10~25 h 才能完成反应[19] [20]。 从机理上分析， 这是因为 CaCO3 移除 HF 的效率高于锂化合物： 水溶液中 CaF2 的溶度积(Ksp)远小于 LiF， 因此 HF 与 CaCO3 反应更为迅速、彻底，体系中 HF 浓度更低，这推动反应向生成 HF 的方向移动，最终得到更高的反应速 率和收率。2) 成本较高。Li2CO3、LiOH 价格较高，同时因为锂盐溶解度较高，产物需要通过离子交换 步骤除锂，增加了工艺成本。 Li2SO4 路线中产生 H2SO4，需要添加 Ba(OH)2 中和，这使沉淀组成复杂化，同时引入了新杂质，工 业应用价值较低。 与 CaCO3 相比，Li2CO3、LiOH 作脱氟剂可提高产品纯度，简化工艺流程，但同时也会降低产率， 增加成本。 3.1.3. 总结 无机水解法的本质是 BF3 水解脱氟，羟基取代 F 与 B 配位；脱落的 HF 与脱氟剂反应生成难溶氟化 物，推动反应进行。总体而言，无机水解法环境友好，产品收率较高；但反应时间较长，反应温度较高， 产品纯度较低。 若以无机水解法制备核极 EBA，由于原料 10BF3 价格昂贵，并且核工业对 EBA 纯度要求严格，未来 研究的重点应集中在同时提高产率和纯度。 无机水解法之前的研究一直局限于常压下钙盐或锂化合物的水溶液与 BF3 反应，反应条件与脱氟剂 都没有进一步的拓展。基于已有研究，认为无机水解法今后可从两个方向优化：1) 升高反应温度。由反 应机理可知，高温能同时提高产品的收率与纯度，并且加快反应速率。文献中最高反应温度仅为常压下 将水加热至沸腾，若使用高压反应釜，可将反应温度升至 100℃以上，应当更有利于反应进行。2) 寻找 更合适的脱氟方式。脱氟剂的作用是从体系中移除 HF，推动反应进行。使 F-发生沉淀、络合等反应，或
压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展
压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展
吴宗佩;姜峨;唐月明;熊静;邓平;赵永福;张萍萍
【期刊名称】《腐蚀与防护》
【年(卷),期】2024(45)3
【摘要】压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。
归纳了压水堆燃料元件表面CRUD试验研究的重要结果,总结了包壳表面CRUD对系统运行的危害,回顾了CRUD的分析表征结果,介绍了不同研究机构建立的堆外动水回路试验方法,重点分析了材料性质、热工水力特性、冷却剂化学条件及腐蚀产物特性对燃料元件表面CRUD的影响规律,调研了CRUD缓解技术及相关应用,并对后续试验研究方向提出了建议。
【总页数】8页(P61-68)
【作者】吴宗佩;姜峨;唐月明;熊静;邓平;赵永福;张萍萍
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL334
【相关文献】
1.富集硼酸对压水堆一回路腐蚀产物沉积的影响研究
2.压水堆一回路腐蚀产物沉积及放射性积累模拟研究进展
3.压水堆燃料元件表面腐蚀产物沉积过程模型开发
4.模拟压水堆核电站氧化运行阶段690TT合金腐蚀产物的沉积行为研究
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（ １ ．环 境 保 护 部 核 与 辐射 安 全 中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ； ２ ．中国 核 动 力研 究 设 计 院核 反 应 堆 系统 设 计 技 术 重 点 实验 室 ， 四川 成 都 ６ １ ０ ０ ４ １ ）
摘要 ： 压 水 堆 核 电厂 一 般 采 用 天 然 硼来 控制 反 应 性 。在 核 电厂 实 施 长 循 环燃 料 管理 后 ， 寿 期 初 硼浓 度 较
高 在 役 核 电 厂 的 经济 性 。 关键词 ： 核 电厂 ； 一 回路 水 化 学 ； 富集硼酸（ Ｅ Ｂ Ａ） 中 图分 类 号 ： ＴＬ ４ １ ３ 文章 标 志码 ： Ａ 文章 编 号 ： Ｏ ２ ５ ８ 一 Ｏ ９ １ ８ （ ２ ０ １ ３ ） ０ １ － ０ ０ ４ ４ — ０ ５
Ｓｔ ｕ ｄ ｙ ｏ ｎ ｔ ｈ ｅ ａ ｐ ｐｌ ｉ ｃ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ ｅ ｎｒ ｉ ｃ ｈｅ ｄ ｂ ｏ ｒ ｉ ｃ ａ ｃ ｉ ｄ ｉ ｎ ＰＷ Ｒ ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｗａ ｔ ｅ ｒ ｃ ｈｅ ｍｉ ｓ ｔ ｒ ｙ
Ｗ ＡＮ Ｇ Ｌｉ ｎ 。 ＲＥＮ Ｙｕ ｎ
（ １ ． Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ａ ｎ ｄ Ｒａ ｄ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ Ｃ ｅ ｎ ｔ ｅ ｒ ， ＭＥ Ｐ ， Ｂ ｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ ，１ ０ ０ ０ ８ ２ ；
２ ． Ｓ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ ｏ ｎ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ Ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ Ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ Ｔｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ Ｉ ａ ｂ ｏ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｙ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ｉ ｎｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｆ Ｃｈ ｉ ｎ ａ ，Ｃｈ ｅ ｎ ｇ ｄ ｕ ｏ ｆ Ｓ ｉ Ｃｈ ｕ ａ ｎ Ｐｒ ｏ ｖ ．６１ ０ ０ ４ １ ）
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｎａ ｔ ｕ ｒ ａ １ ｂｏ ｒ ｉ ｃ ａ ｃ ｉ ｄ ｉ Ｓ ｕｓ ｅ ｄ ｉ ｎ ＰＷ Ｒ ｓ ａ ｓ ｃ ｈｅ ｍｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｈｉ ｍ ｔ ｏ ｃ ｏ ｎｔ ｒ ｏ ｌ ｅ ｘ ｃ ｅ ｓ ｓ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｉ ｖ ｉ ｔ ｙ． Ａ ｆ ｔ ｅ ｒ ｔ ｈ ｅ ｉ ｍ ｐｌ ｅ ｍｅ ｎ ｔ ｏ ｆ ｌ ｏ ｎｇ — ｃ ｙ ｃ ｌ ｅ ｆ ｕｅ ｌ ｍａ ｎａ ｇ ｅ ｍｅ ｎｔ ，ｂｏ ｒ ｏ ｎ ｃ ｏ ｎｃ ｅ ｎ ｔ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｗｉ ｌ ｌ
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Ｋｅ ｙ ｗｏ ｒ ｄｓ ：ＰＷ Ｒ ；Ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ Ｗａ ｔ ｅ ｒ Ｃｈｅ ｍｉ ｓ ｔ ｒ ｙ ；Ｅｎｒ ｉ ｃ ｈｅ ｄ Ｂｏｒ ｉ ｃ Ａｃ ｉ ｄ（ ＥＢＡ）
高， 增 加 了水 化 学 控 制 的压 力 。本 文 开 展 了 富集 硼 酸 （ Ｅ Ｂ Ａ） 在 一 回 路 水 化 学 中 的 应 用 可 行 性 及 其 对 相 关 水 质 处 理 系 统 的 影 响分 析 。研 究 表 明一 回路 采 用 Ｅ Ｂ Ａ 有 助 于 降 低 结 构 材 料 的 腐蚀 和 堆 外 辐 射 场 ， 提
第 ３ ３卷
２ ０ １ ３年
第 １ 期
３ 月
核 科 学 与 工 程
Ｎ ｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｅｎ ｇｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎｇ
Ｖｏ１ ． ３ ３ ＮＯ． １
Ｍａ ｒ ． ２ ０１ ３
富 集 硼 酸 在 压 水 堆 一 回路 水 化 学 中 的 应 用 研 究
ｂｅ ｉ ｎｃ ｒ ｅ ａ ｓ ｅ ｄ， ａ ｎ ｄ ｗａ ｔ ｅ ｒ ｃ ｈ ｅ ｍｉ ｓ ｔ ｒ ｙ ｃ ｏ ｎｔ ｒ ｏ ｌ ｌ ｉ ｎ ｇ ｗｉ ｌ ｌ ｂ ｅ ｃ ｏ ｍｅ ｍｏ ｒ ｅ ｄ ｉ ｆ ｆ ｉ ｃ ｕ ｌ ｔ ． Ｔｈｅ ｐ ａ ｐ ｅ ｒ ａ ｎａ ｌ ｙ ｚ ｅ ｓ ｔ ｈｅ ｆ ｅ ａ ｓ ｉ ｂｉ ｌ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ ｅ ｎｒ ｉ ｃ ｈｅ ｄ ｂ ｏｒ ｉ ｃ ａ ｃ ｉ ｄ（ ＥＢＡ） ｕｓ ｅ ｄ ｉ ｎ ｔ ｈ ｅ ｐ ｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎｔ ｓ（ ＮＰＰｓ ）ａ ｎ ｄ ｔ ｈ ｅ ｉ ｎ ｆ ｌ ｕ ｅ ｎｃ ｅ ｔ ｏ ｃ ｏ ｒ ｒ ｅ ｌ ａ ｔ ｉ ｖ ｅ ｗａ ｔ ｅ ｒ ｃ ｈ ｅ ｍｉ ｃ ａ ｌ ｔ ｒ ｅ ａ ｔ ｍｅ ｎ ｔ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍｓ ．Ｔｈｅ ｓ ｔ ｕ ｄｙ ｓ ｈ ｏ ｗｓ ｔ ｈ ｅ ＥＢＡ ｃ ａ ｎ ｒ ｅ ｄｕ ｃ ｅ ｔ ｈｅ ｃ ｏ ｒ ｒ ｏ ｓ ｉ ｏ ｎ ｒ ａ ｔ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｐｒ ｉ ｍａ ｒ ｙ ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ ｍａ ｔ ｅ ｒ ｉ ａ ｌ ｓ ａ ｎｄ ｒ ａ ｄｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｆ ｉ ｅ ｌ ｄ，ｉ ｍｐ ｒ ｏｖ ｅ ｔ ｈ ｅ ｅ ｃ ｏ ｎ ｏｍｙ ｏ ｆ ｔ ｈｅ ｉ ｎ — ｓ ｅ ｒ ｖｉ ｃ ｅ ＮＰＰｓ ．Ｉ ｔ ｗｉ ｌ ｌ ｂｅ