材料与水化学第讲核电厂一回路水化学
9_核电站水化学
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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)
2
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
材料与水化学核电厂一回路水化学课件
定期保养
根据设备的运行情况和制造商的 推荐，制定合理的定期保养计划 ，包括清洗、更换磨损件、检查 密封性能等，以保持设备的良好
状态。
故障处理
当设备出现故障时，应迅速采取 有效措施进行修复，同时分析故 障原因，总结经验教训，以预防
类似故障的再次发生。
05
核电厂一回路水化学安全与环 保
水化学安全风险评估
核电厂一回路水化学反应机理
氧化还原反应
在核电厂一回路水中，氧化还原 反应是主要的化学反应类型，涉 及到水分子、氢离子、氢氧根离
子以及各种杂质离子的反应。
电化学腐蚀
核电厂一回路水的高温高压环境容 易导致金属材料的电化学腐蚀，进 而影响设备的性能和安全性。
沉淀与结垢
水中溶解的杂质在受热或浓缩条件 下会析出形成沉淀或结垢，影响热 交换器的传热效率，严重时会导致 堵塞和腐蚀。
评估方法
采用概率风险评估、故障模式与影响分析等手段，对一回路水化 学系统中的潜在风险进行识别和评估。
风险因素
包括设备故障、操作失误、腐蚀、泄漏等，以及这些因素之间的相 互影响。
风险控制
根据评估结果，制定相应的风险控制措施，如定期检查、维修保养 、操作规程等。
水化学事故应急处理
应急预案
制定针对一回路水化学事 故的应急预案，包括事故 报告、应急响应、处置措 施等。
抑制一回路水的辐照分解
水在反应堆中受到高能辐照后会发生分解，产生氢气和氧 气。通过优化水化学条件，可以抑制或减缓水的辐照分解 ，降低对系统材料的腐蚀和氢脆的风险。
监测和控制系统中的杂质
一回路水中可能含有溶解气体、悬浮颗粒等杂质。通过监 测和控制这些杂质，可以保证系统的正常运行和延长设备 使用寿命。
【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)
【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统（RCV）1．2 一回路主要辅助系统§ 1.2.1 化学和容积控制系统（RCV）一、概述化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能：主要功能：a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。
辅助功能：（1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水（2）为稳压器提供辅助喷淋水（3）一回路冷却剂过剩下泄82（4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述：1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。
另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。
容控原理见图（2）化学和容积控制系统RCV从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。
当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。
但容控箱容量有限，在RCP系统升8282温、降温过程，或其它瞬态，水容积发生很大变化时，可与其它系统配合，容控箱水位高时，可排放到硼回收系统（TEP ），容控箱水位低时，可由硼和水补给系统（REA ）按需要进行补给。
核电厂一回路水化学辐射优化控制研究
核电厂一回路水化学辐射优化控制研究作者：李建兴孔祥贡来源：《现代企业文化》2020年第03期中图分类号：TM623 文献标识：A 文章编号：1674- 1145（2020）01- 160- 01摘要在核电厂中，当一回路水质控制较差时会增强一回路的腐蚀性，加剧相关设备及材料的腐蚀，造成设备损坏，同时增强一回路的放射性活度，增加设备检修人员的集体剂量，最终形成辐射危害。
所以，在核电厂中，一回路水化学优化控制具有重要意义。
本文首先分析核电厂一回路水化学的特点，然后主要从溶解氧及溶解氢含量的降低两个方面，探讨水化学辐射的优化控制对策。
关键词核电厂一回路水化学辐射优化控制核电厂一回路水质的化学辐射受到多种因素的影响，首先是系统中相关设备的材料，其次是一回路水化学控制参数。
随着一回路腐蚀产物的积累，会增强一回路辐射场的强度。
腐蚀产物在系统表面产生，溶解到一回路冷却剂中流入冷却剂，最后通过主回路冷却剂传输到堆芯燃料包壳表面，被中子活化。
被活化之后的腐蚀产物会大大增加一回路辐射场的剂量，在管道拐角处沉积，形成局部热点，增加检修人员剂量。
一、核电厂水化学控制的特点在反应堆的运行过程中，一回路水化学控制的优劣会直接影响着燃料包壳的完整性，一旦控制不当，就会引起很多问题。
比如：第一，燃料元件包壳出现腐蚀现象，缩短燃料元件的正常使用寿命；第二，燃料棒表面结垢，降低传热效率；第三，腐蚀严重的情况下会造成燃料元件包壳破损，导致裂变产物的泄露，增强一回路的放射性活度。
水化学控制的优劣对反应堆核反应的正常运行有很大的影响。
所以，在核电厂中要求补给水的纯度较高，在最大程度上降低相关离子的浓度。
另一方面，在核电厂的运行中，为了抑制水的辐射分解而造成的含氧量的增加，会通过加氢的方式来解决，同时为了控制其pH值，也可以加入适量碱性较弱的氢氧化物。
二、核电厂回路水化学辐射优化控制一回路冷却剂水质的好坏，直接影响着相关设备的使用寿命。
当反应堆冷却剂的腐蚀性过强的时候，其性质无法正常发挥，设备不能正常使用，对反应造成不良影响，甚至有可能造成设备的直接报废。
补充：一回路水化学管理
<0.10
<0.10 <1.0 <0 .80 <0.02 <0 .02 <0.02
1次/周
1次 /周 1次 /周 1次 /周 1次 /周 1次 /周 1次 /周
大亚湾核电站一回路水化学技术规范
在反应堆运行中, 不同的运行模式下, 有不同的化学技术 规范(限值)
无加药调节的除盐水(补给水)技术规范
水质化学技术规范确定的依据
硼 硼浓度要根据反应性控制需要调整。在反应堆停堆、 起动时保持较高的硼浓度, 但随着燃料燃耗的加深, 硼浓度降低. 由于硼浓度太高时，会导致正的冷却剂温度系数， 硼浓度不能太高。因此， 硼浓度在一定的范围内变 化。 不同的反应堆的硼浓度上限不同。大多数压水反应 堆的硼浓度上限为2000-2500ppm，如秦山核电站。 一些反应堆，如AP1000和大亚湾核电站，硼浓度上 限为4000mg/kg.
秦山核电站堆冷却剂系统水化学技术规定
参数
电导 pH，25℃
单位
μS/cm(25℃)
规定
1-40 5.4 - l0.5
溶解氧
氯化物 悬浮物
ppm
ppm ppm
≤0.l
≤0.l ≤1.0
颗粒大小
LiOH 硼酸 氢 比活度
μm
ppm Li-7 ppm B mL/kg H2O(STP) Bq/L
≤25
0.22 - 2.2 0 - 2400 25 - 35 ≤2.6×108
大亚湾核电站放射化学规范及 行动基准
1.00E+06
设计极限
1.00E+05
I-131当量，MBq/m
3
6小时内停堆 48小时内停堆 加强监测
压水堆核电厂一回路水汽化学监督导则
压水堆核电厂一回路水汽化学监督导则
压水堆核电厂一回路水汽化学监督导则是指对压水堆核电厂的一回路水和蒸汽进行化学监督的规定和指导。
一回路水和蒸汽在核电厂中起着重要的作用，它们不仅用于冷却核反应堆，还直接接触到核燃料和其他核设备，因此其化学性质对核电厂的安全和运行稳定性具有重要影响。
一回路水和蒸汽的化学监督主要包括以下内容：
1. 水质控制：监督一回路水的化学成分，确保其符合规定的标准。
包括控制水中的溶解氧、氧化还原电位、硅、铁、铜、铅、镉等离子的浓度，防止水中的腐蚀、沉积和污染。
2. 蒸汽质量控制：监督蒸汽中的化学成分，防止蒸汽中的杂质对设备和管道的腐蚀和堵塞。
包括控制蒸汽中的溶解氧、硅、铁、铜、铅、镉等离子的浓度。
3. 水处理剂的使用和监督：核电厂通常使用一些化学品作为水处理剂，用于控制水中的腐蚀、沉积和污染。
监督水处理剂的使用和浓度，确保其在安全范围内使用。
4. 水和蒸汽的监测和分析：定期对一回路水和蒸汽进行取样，进行化学分析，了解其化学特性和质量情况。
监测结果用于评估水质和蒸汽质量的稳定性，并根据分析结果进行必要的调整和控制。
5. 废水处理：对一回路水的废水进行处理和排放，确保其符合环境保护的要求。
通过对一回路水和蒸汽的化学监督，可以保证核电厂的一回路系统的安全运行和设备的寿命，减少事故和故障的发生。
同时，也可以保护环境，防止化学污染物的排放。
核电厂水化学 第8章 PWR一、二回路系统的水化学准则
3）增加取样和分析频度以观察水化学的短期趋 势，并且确认接近或超过基准值的化学参数分析结果 的正确性。
4）确认反应堆冷却剂净化系统是否以可达到的 最大流量在投入运行，并确认离子交换树脂去除效率 是否良好。
（8）水化学参数的极限 表8-2表8-12中列出了压水堆核电厂三种运行模
式下的水化学参数的限值和行动基准1的值，以及应 分析的化学参数。
在反应堆运行期间，可以通过维持一回路冷却剂 pH值恒定在6.9（3000C）以上以减少类似于Fe3O4的 腐蚀产物在燃料包壳表面上沉积。
两个压水反应堆核电厂的比较试验表明， pH值 恒定在6.9（3000C） 时，燃料包壳上的积垢要比在较 低的pH值时少，而且管道和蒸汽发生器内表面上辐 射场的累积也更缓慢。
准则应确定压水堆一、二回路水化学控制、诊断 参数值和行动基准值以及纠正措施。
拟定准则的原则如下： 1）确定运行时一、二回路水中杂质 可合理达到的最低值； 2）行动基准和纠正措施，均应与核 电厂的技术指标相一致；
3）行动基准应该以水化学的变化对反应堆系统 结构材料（如主管道，蒸汽发生器传热管）、燃料包 壳腐蚀行为和一回路系统辐射场放射性积累的影响的 定量数据为依据；缺乏定量的数据时，拟定的行动基 准应该慎重并要切实可行；
（5）行动基准2 行动基准2也规定了参数的限值，如运行中的数 据超过此限值，从工程经验判断，如果在短期就能对 系统的完整性构成显著的损害，就要迅速采取纠正措 施，改变不正常的水化学条件，为此，如水化学中的 一个参数超过行动基准2的限值，采取的措施为：
1）采取措施使超标参数值在24 h内降到行动基准 2的限值以内。
控制参数与诊断参数 控制参数：凡影响反应堆运行安全的重要化学参 数。 首先应该确定每个控制参数的限值。超出限值必 须采取行动，纠正存在的问题。
核电厂一回路水化学辐射优化控制研究
核电厂一回路水化学辐射优化控制研究作者：安洋吴玉彬来源：《科技创新导报》2019年第14期摘; ;要：压水堆一回路的水，即反应堆冷却剂的水质问题非常重要。
水质的好与坏，直接影响到材料的使用寿命与性能，一回路的水具有极强的腐蚀性质。
如果水质的腐蚀性太过于强烈，水质不好会引起或加剧反应堆结构材料和燃料包壳材料的腐蚀，导致设备损坏以及在反应堆主、辅系统的放射性活度的增高，构成放射性危害。
因此，控制水质指标，成了核电厂水化学研究的重要问题。
关键词：一回路; 水化学; 控制中图分类号：TL341; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ;文献标识码：A; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ;文章编号：1674-098X（2019）05（b）-0093-021; 核电厂水化学控制的特点在反应堆的运行期间，一回路水化学的控制对燃料包壳的完整性有着很直接的影响。
如果水化学的控制不当。
容易出现很多问题。
（1）燃料元件包壳发生腐蚀，影响燃料元件使用寿命。
（2）燃料棒表面结垢，影响传热效率。
（3）严重时候会引起燃料元件包壳破损。
有可能导致裂变产物泄露事故的发生。
由于水化学的控制好坏的程度，会直接影响到反应堆核反应的进行。
因此在核电厂中，一般使用高纯的补给水，尽可能的降低Cl-，F-，O-等离子的浓度。
同时，核电厂一般通过加氢的方式，来抑制由于水的辐射分解所导致反应堆中含氧量的增加问题。
通过加入弱碱性的氢氧化物，来调控其pH值。
2; 核电厂水化学存在的一系列反应介绍核电厂水化学的反应，是极其复杂的。
目前国际上，尚未能完全弄清楚其各方面的过程。
完全了解清楚其所有反应。
2.1 反应堆中的放射现象在反应堆中，有着各种放射性物质的存在，如中子，氦核质子，氚核质子以及一些裂变碎片的存在。
由于存在这些粒子，因此反应堆中存在各种射线。
这些射线穿透能力大小不同，但是却与反应堆中的物质存在各种相互作用。
主要有（1）电离作用，射线打出物质的核外电子，使得物质产生电离。
第四章 一回路水化学
失效事故分析步骤
• 5 综合评定分析结果
授权的失效分析人员,要经过充分的讨论,对现场发 现、背景材料及各项试验结果做综合分析,确定失 效的过程和原因,做出分析结论。
综合分析,特别是在复杂的失效案例情况下,可来用 故障树(Fault Tree) 找其它形式的逻辑图分析方 法。
在大多数情况下,失效原因可能有多种。应努力分 清主要原因和次要原因。
精品课件
失效事故分析步骤
• 3 制定失效分析计划 失效分析试验过程通常包括如下
内容: ①金相检查; ②化学成分分析; ③无损检测; ④材料性能测试; ⑤试 样的选取、保护和清洗; ⑥ 试样的 宏观检查和分析; ⑦试样的微观检查 和分析; ⑧断裂力学分析; ⑨模拟试 验等。
精品课件
失效事故分析步骤
• 4 执行失效分析计划 失效分析的各项试验应严格遵照计划执行,要有详细记 录,随时分析试验结果。失效分析的试验不同于一般科 研试验的特点, (1) 一般都要求在很短的时间内取得试验结果,因此既 要保证按时完成、又要防止在匆忙中发生疏忽和差错。 (2) 许多失效分析工作涉及法律问题,为此,各项试验工 作应建立严格的责任制度。试验人员在试验记录和报告 上签名。 (3) 试件、样品都要直接取自失效实物,一般不能用其 它来源的试件样品代替。 (4) 失效分析往往含有新发精现品课和件 技术突破,试验人员更 应注意观察这种试验的全过程。
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7章 一、二回路水的pH控制
1）天然钠由100%的23Na组成，它的热中子吸收截 面为505b，和中子反应生成24Na。24Na是一种很强的辐 射 体 ， 能 量 为 24MeV ， 半 衰 期 为 15h 。 因 此 ， 添 加 NaOH会给冷却剂带来很强的感生放射性。
为什么说是主要靠7Li调节pH呢？
是因为Li有两种同位素，即7Li和6Li，而6Li会 形成具有放射性的3T（6Li+n→4He+3T）。
2）7Li作为pH调节剂的主要缺点: a. 作 为 pH 调 节 剂 的 Li ， 必 须 是 很 纯 的 7Li(99.9%以上) 。
b. 7Li价格贵，不易得到； c.当冷却剂泡核沸腾时的局部浓缩会造成结构 材料苛性腐蚀。
b.7Li的化学活性高，pH控制能力强； c.7Li的中子吸收截面小（0.039b），一般 不产生感应放射性； d.腐蚀性小，会在一些主要结构材料表面 形成稳定的保护膜。不锈钢苛性腐蚀断裂的概 率，依所用碱排列为：NaOH KOH LiOH，对 于锆合金也有同样的规律。
e.对冷却剂净化有利 使用任一种碱作为pH控制剂，都必须将冷却 剂净化回路的阳离子交换树脂转换成该种碱离子 的型式。就碱型树脂比较，冷却剂中各种金属离 子在锂型树脂上最易被阻留，也即7Li型树脂对冷 却剂的净化效果最好。 基于上述种种优点，世界上大多数压水堆， 特别是西方国家的压水堆几乎都用高纯7Li的氢氧 化物作pH控制剂。
（2）pH值对腐蚀产物的运动有控制作用 pH值不仅对结构材料的腐蚀有影响，对腐蚀产 物的运动也有一定影响。 新型压水堆大多采用锆-4合金作为燃料元件包壳， 其腐蚀产物的释放率比不锈钢的小得多。 如果能减少或防止回路中腐蚀产物向堆芯转移， 使其免于活化，则可大大降低停堆后一回路的辐射水 平，便于检修，减少腐蚀产物在燃料元件表面的沉积， 维持堆芯良好的传热条件。 提高冷却剂pH值，有助于达到上述目的。
压水堆核电厂一回路化学除氧分析
2020年第19卷第11期Industrial &Science Tribune 2020（19）11压水堆核电厂一回路化学除氧分析□陆伟【内容摘要】福清核电厂1 4号机组采用M310堆型压水反应堆，机组启动阶段一回路系统必须经过化学平台除氧。
业届成熟的除氧做法是在NS /ＲＲA 模式，通过添加一定量的联氨溶液来实现。
国内各核电厂一回路除氧效果不尽相同，没有可遵循的确定方式。
本文分析了影响除氧效果的因素，如：一回路温度、冷却剂pH 、一回路静/动排气效果、系统运行方式（主泵运转时间、系统扫气）、化学加药量及化学加药方式等。
比较了其它电厂的除氧情况，提出福清核电启动除氧的一些可行建议。
【关键词】一回路冷却剂；联氨；化学除氧【作者简介】陆伟（1987．10 ），男，湖北仙桃人；福建福清核电有限公司工程师；研究方向：电厂化学分析及监督压水堆核电机组从换料停堆至启动过程中，一回路系统须经过除氧，否则一回路冷却剂温度不能超过120ħ［1］。
当温度大于120ħ时，一回路冷却剂中存在溶氧会加速不锈钢和燃料包壳应力腐蚀。
在一回路冷却剂系统温度处于80 120ħ，压力≤3MPa．g 时，一回路冷却剂水化学集中进行调整，我们称之为化学平台。
一回路除氧的影响因素较多，各核电厂一般会建立本厂化学平台除氧的经验公式，指导除氧工作的开展。
化学平台除氧主要依靠经验和实际情况来判断，因此一回路除氧常常会占据较长的主线计划时间，部分国内同行电厂初次化学除氧时间甚至超过12小时。
优化除氧过程，减少占用主线时间是本文探讨的目的。
一、化学除氧过程压水堆核电厂普遍采用的除氧剂为联氨，联氨的水溶液是一种极为有效的除氧剂。
冷却剂中联氨与氧的反应变化：N 2H 4+O 2=N 2+2H 2O从上式可以看出，联氨与溶氧理论上按照物质的量1ʒ1的方式反应生成氮气和水。
用联氨除氧，联氨的消耗量较少，且不会对一回路冷却剂引入任何腐蚀物质而影响机组安全运行。
材料与水化学核电厂一回路水化学课件
04
核电厂一回路水化学监测与控制
水化学监测技术与方法
在线监测技术
01
取样分析技术
02
痕量元素分析
03
水化学控制策略与措施
优化水质处理工艺
1
选择合适的水化学添加剂
2
严格控制补水质量
3
水化学异常处理与应对
异常原因排查
临时应对措施
长期治理方案
05
核电厂一回路水化学优化与改进
水化学优化方向与目标
方法。
冷却剂
一回路水作为冷却剂，在反应堆 中循环，需关注水的传热性能和
稳定性。
水化学参数与指 标
01
02
03
04
pH值
导电度
溶解氧
悬浮物和胶体
03
材料与水化学相互作用
材料腐蚀与防护
腐蚀类型 腐蚀影响因素 防护措施
沉积物形成与控制
沉积物来源 沉积物影响 控制措施
水化学对材料性能影响
材料性能变化 影响机制 材料选择与设计
降低放射性水平
通过优化水化学条件，降低一回路水中放射性核素的活度和浓度， 减少对环境和人员的辐射危害。
延长设备使用寿命
通过调整水质参数，减轻对设备的腐蚀和结垢，延长设备的使用 寿命，提高核电站的安全性和经济性。
提高热效率
优化水化学条件，降低水的电导率和杂质含量，提高冷却剂的传 热效率，从而提高核电厂的热效率。
材料与水化学核电厂 一回路水化学课件
contents
目录
• 引言 • 核电厂一回路水化学基础知识 • 材料与水化学相互作用 • 核电厂一回路水化学监测与控制 • 核电厂一回路水化学优化与改进 • 结论与展望
01
压水堆核电厂一回路化学除氧探讨
压水堆核电厂一回路化学除氧探讨摘要：现阶段，在核电厂运行过程中，主要是以压水反应堆为主，在启动机组的过程中，一回路系统必须经过化学平台处理，通过添加相应数量的联氨溶液达到该项目开展的目的，对于我国各项核电厂一回路除氧方式来讲，产生的效果是不一样的，没有能够基本确定的方式。
在本篇文章中重点探究了对除氧效果产生影响的基本因素，其中表现为系统运行方式，一回路温度、冷却剂、化学加药量和化学加药方式等，综合性比较了和其他类型电厂的具体情况提出了相应的除氧策略。
关键词：压水堆；核电厂一回路；化学除氧当前，在压水堆核电机组从换料停堆到启动环节中一回路系统应当经过除氧。
不然的话，一回路冷却剂温度将会处于较低的状态，在温度远远超出了120℃以后，一回路冷却剂内的溶液将会加快不锈钢的腐蚀程度。
通过集中式的调整一回路冷却剂水化学，将其叫做化学平台。
通过探究来看，影响一回路除氧的因素表现为多方面，一般情况下，核电厂会创建化学平台除氧的经验公式，为除氧工作开展提供良好的依据。
化学平台除氧过程中是以基本的经验和具体情况为主，综合性判断。
从实际情况看出，一回路除氧占据的主线计划时间是非常多的，部分国内同行电厂初次化学除氧时间甚至已经超出了12个小时，所以在本篇文章中就需要进一步改善除氧环节，缩减占用主线的时间，这是基本的目的。
1、化学除氧阶段在压水堆核电场运行过程中，一般是以联氨为主，联氨的水溶液被称之为十分有效的除氧剂，结合具体情况来看，联氨和溶氧理论上依照物质的具体比例相互反应，形成了氮气和水液使用联氨除氧，联氨的消耗量程度较小，而且不会对一回路冷却剂引进各项腐蚀物质而影响到机组自身的安全情况，除氧环节通过将相应数量的浓度联氨添加到反应堆和水补给系统化学试剂中，应用补给水把联氨溶液落实于化学和容积控制系统中的上充泵入口，然后落实于一回路冷却剂系统内，实施化学平台除氧工作的具体目标是为了降低一回路冷却剂内的溶解氧，进而与一回路持续升温的基本需求相符合。
核电厂换料大修期一回路水化学控制
1582020.2MEC MODERN ENTERPRISE CULTURE对策建议 核电厂换料大修期一回路水化学控制孔祥贡 李建兴 海南核电有限公司中图分类号：TM623 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2020）02-158-01核电站机组大修是核电厂重要生产活动之一。
机组在进行一个周期运行后需要对反应堆内核燃料进行替换，同时对设备进行预防性和纠正性维修。
反应堆水池中的水即为一回路水，它的主要作用为在反应堆燃料进行链式反应时慢化中子、对反应性进行控制、对一回路进行压力控制及对主系统具有放射性屏蔽作用等。
保证反应堆水池水质是核电厂检修及运行过程中的重中之重。
一、反应堆水池水质浑浊的现象（一）现场巡检机组换料大修完成低低水位检修工作后，对反应堆水池进行充水，充水过程中燃料操作人员在现场进行巡检，观察水池水质情况。
待反应堆水池充满水时，反应堆水池水质静置，此时燃料操作人员最终确认反应堆水池水质情况是否满足装载核燃料要求。
大亚湾、宁德、红沿河等多个核电站，在此作业窗口，燃料操作人员巡视无法看见下部堆内构件燃料落座堆芯下栅格板，反应堆水池水质不能满足燃料装载需求，装载核燃料工作暂停，投运净化回路，待反应堆水池水质满足进行燃料装载操作。
（二）水质化验结果在反应堆水池水质发生浑浊后，化学专业对余热排出系统（简称“ＲＲＡ系统”）泵出口、反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（简称“ＰＴＲ系统”）过滤器前、后进行取样化验。
其中，投入净化回路水质改善情况举例，列出机组一次大修反应堆水池浑浊后投运净化回路后的各项指标变化情况。
在投运净化回路后，ＲＲＡ系统泵出口、ＰＴＲ系统过滤器前、后浊度有明显下降，净化回路对水质改善较大。
对水样中Ｆｅ，Ｃｏ，Ｎｉ，Ｃｒ，Ｓｉ０２进行分析，水质中各元素含量无明显变化，与浊度无直接关系。
二、大修期间一回路水质浑浊的原因核电站大修过程中的检修项目及试验可能会造成水质浑浊原因如下：（一）长周期试验将杂质充入系统核电厂监督大纲运行试验按照周期执行（如有５ａ执行的一回路安全注入泵流量试验），这些试验设计的管线多年无流体流通或流体压力较低，由于长时间的积累，部分杂质沉积于管道内。
材料与水化学第讲核电厂一回路水化学
式中 z 为荷电粒子电荷数；Z为物质的原子序数。 可以看出，荷电粒子电荷越多，速度越慢，LET值越大。如20MeV的a粒子在
水中LET值为3.3eV/Å，而5MeV的a粒子在水中的LET值为9.5eV/Å，对同样能量 的氚荷而言，其相应的值分别为0.48eV/Å和1.42eV/Å。它们都比电子的LET大得 多，所以重荷电粒子的穿透能力比起同样能量的电子要小得多。
辐射化学的时间量级
Most of the chemical reactions are finished. However in certain systems reaction can continue for several days. 几乎所有反应结束
Radiative decay of triplet states. 三重态放射性衰变
El=12400；
E = hf 。
0 1n6 3Li 3 1H +2 4H e
0 1n14 18 3C d 14 18 4C d+γ
各种粒子的核特性
The nuclear properties of particles
射线种类
a射线 b射线 g射线 质子(P) 中子(n) 氘(d) 氚(T) 裂变碎片(轻) 裂变碎片(重)
反应物在冷却剂 中的存在
天 然 2H pH 控 制 剂 可溶性中子吸收剂 溶 解 空 气 ，联 氨 分 解 物 溶解空气或腐蚀产物 溶解空气或腐蚀产物 杂质 溶解空气 溶解空气 pH 控 制 剂 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物 腐蚀产物
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。
- 1 -。
核电站化学第3章
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.
• 冷却剂中裂变产物的放射性活度
冷却剂中裂变产物放射性活度的大小取决于三个因素: 裂变产物从燃料中的逃逸率; 核素的衰变率; 净化系统的 净化作用, 裂变产物的沉积以及泄漏造成的冷却剂中裂变 产物的损失.
冷却剂中的放射性主要由惰性气体氪、氙(90%以上)、碘 (3%以上)、铷(1%)、钼(约1%)和铯(小于1%)提供. 通过 对冷却剂放射性组份的分析, 可判断燃料元件破损情况.
一般说来, 温度升高溶解度也随之增加, 部分沉积物溶解. 如95Zr、140Ba在较冷表面的沉积量比在较热的表面要分 别高71倍和14倍． 温度对137Cs的沉积几乎没有影响． 碘、钼等能以阴离子状态存在的核素的沉积量却随温度 升高而增加.
大多数沉积裂变产物的半衰期较短, 裂变产物的沉积对设 备内表面放射性累积的增加是有限的. 相反, 被活化的腐蚀产物的沉积较严重, 半衰期也长. 在回 路放空检修时发现, 设备表面沉积膜中活化腐蚀产物的放 射性活度比裂变产物要高得多.
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中子反应
2
反 应 堆 中 主 要 的 中 子 核 反 应
反应物在冷却剂 中的存在
热中子 截面 Barn 0.0005 940 3838 1.81 0.01910-3 0.53 6 0890.65 1.48 16 0.38 13.3 2.5 1.14 19.9 37.5 4.4 15 1.5 0.08 0.05
各种粒子的核特性
The nuclear properties of particles
射线种类 a射线 b射线 g射线 质子(P) 中子(n) 氘(d) 氚(T) 裂变碎片(轻) 裂变碎片(重) 电荷数 +2 -1 0 +1 0 +1 +1 ~+20 ~+22 静止质量，原子单位 4.002675 0.000549 -1.007271 1.008665 2.014102 3.016050 ~95 ~139
天然 2H pH 控制剂 可溶性中子吸收剂 溶解空气， 联氨分解物 溶解空气或腐蚀产物 溶解空气或腐蚀产物 23 Na(n, g)24Na 杂质 36 Ar(n, g)37Ar 溶解空气 40 Ar(n, g)41Ar 溶解空气 41 pH 控制剂 K(n, g)42K 50 Cr(n, g)51Cr 腐蚀产物 54 Cr(n, g)55Cr 腐蚀产物 55 Mn(n, g)56Mn 腐蚀产物 54 Fe(n, g)55Fe 腐蚀产物 58 Fe(n, g)59Fe 腐蚀产物 59 Co(n, g)60mCo 腐蚀产物 59 Co(n, g)60Co 腐蚀产物 58 Ni(n, g)59Ni 腐蚀产物 62 Ni(n, g)63Ni 腐蚀产物 64 Ni(n, g)65Ni 腐蚀产物 94 腐蚀产物 Zr(n, g)95Zr 96 腐蚀产物 Zr(n, g)97Zr H(n, g)3H 6 Li(n, a)3H 10 B(n, a)7Li 14 N(n, p)14C 18 O(n, p)18F 16 O(n, p)16N
dI I dx
I I 0 exp x
为吸收系数
物体对g射线的吸收作用由光电效应、康普顿散射和产生 电偶三种组成：
总 光电 散射 电子偶
g射线衰减量与吸收体单位体积原子数N成正比，
N
总 光电 散射 电子偶
1.2.2 光电效应
防止给水管道腐蚀速率过快(流动加速腐蚀，FAC)。
水化学控制 Controlling of water chemistry
使用高纯补给水
降低水中Cl－、F－、O等的浓度
的进入 加氢以抑止水的辐射分解生成含氧浓度
通过添加弱碱性氢氧化物：氢氧化锂、氢氧化铵等
反应生成物 放射性 类型 b b 稳定 b b+，电子伏获 b、g b、g b、g b、g 电子俘获 b、g b、g 电子俘获 b、g b、g b、g 电子俘获 b b、g b、g b、g 半衰期 12.26 年 12.26 年 5730 年 1.87 小时 7.14 秒 14.96 小时 35 天 1.83 小时 12.36 小时 27.8 天 3.52 分 2.57 小时 2.6 年 45.6 天 10.5 分 5.26 年 8104 年 100 年 2.564 小时 63.9 天 17 小时 主要g能 量 MeV 无g 无g
在压水堆中各种射线或粒子，程度不同地同冷却剂发生作用，重要的是g和 b、a射线与冷却剂的作用。当冷却剂中引入硼作为中子吸收剂时，10B与中 子反应所放出的b、a射线和7Li反冲核的影响也不可忽视。而中子将引起冷 却剂及其它物质的嬗变和活化，间接地对冷却剂辐射化学作用发生影响。
The major neutron reactions in a nuclear reactor
g射线是波长极短的电磁波， 又称为光子，其波长范围在 2埃以下。电磁波的波长l、 频率f (l=c/f)和能量E有如 下关系: El=12400；
反应堆中还有其它的粒子
E = hf 。
1 0 3 4 n 6 Li H+ 3 1 2 He
1 0
n
113 48
Cd
114 48
Cd+γ
射线的穿透能力
Penetration of radiation
射线与物质的相互作用
Radiation interactions with matter
电离作用
打出电子，使物质电离 a, b, g射线电离能力约为： 104 : 102 :1 中子俘获 质子俘获 激发衰变
核转变
激发
0.551 7011 1.369 1.293 1.524 0.320 1.528 0.846 0.23 61.292 0.0585 1.332 无g 无g 1.481 0.756 0.743
g射线与物质的相互作用
Gamma ray interaction with matter
g射线射入物体后其强度的变化为：
入射g光子与原子中的束缚电子发生作用后，电子吸收了g射线的能量而电离。 入射g光子的能量hf0。一部分用来克服束缚电子对原子核的库伦引力0，一部 分变成了电子的动能E，E=hf0-0。光电效应主要造成内层电子(主要是K电子) 的电离，而对外层轨道上的自由电子极少发生作用。 当K电子被击出轨道后，外层电子将跃迁到K电子层。同时放出X射线。所 以g射线的光电效应总有射线发生。
一回路水pH值控制
在冷却剂系统中使用的化学纯度的质量保证 在控制区使用化学物的核安全条例
反应堆中的辐射 Radiation in reactor
一般物质所放出的射线
Alpha – a 射线 – 氦核，带+2e Beta – b 射线 – 电子，带-1e Gamma – g 射线 – 高能电磁波 Neutron – 中子 Proton – 质子(氢核) Tritium nucleus – 氚核 Fission fragment – 裂变碎片
水化学控制的目的和意义
反应堆运行期间的一回路水化学控制对燃料包壳的完整性有很直接 的影响。如果水化学控制不当，会产生以下危害： 燃料元件包壳发生腐蚀，影响燃料元件使用寿命。 燃料棒表面结垢，影响传热效率。 严重时会引起燃料元件包壳破损，有可能导致裂变产物泄漏事故。 二回路水化学控制的目的是： 保护蒸汽发生器传热管不受二次侧水的腐蚀(应力腐蚀开裂)，防止 积垢(添加分散剂)。