压水堆一回路水化学对燃料包壳完整性的影响

一回路中碘及其同位素活度变化趋势及燃料性能分析的应用【摘要】碘及其同位素作为燃料包壳运行性能的特征核素，对分析燃料包壳完整性具有重要意义。

本文主要介绍碘-131及碘-134的产生消失机理及变化趋势；介绍碘及其同位素在燃料性能分析中的应用。

【关键词】碘及其同位素；变化趋势；燃料包壳运行性能；分析1 引言燃料元件是压水堆核电厂的核心部件，燃料元件包壳是核电厂防止放射性物质向环境释放纵深防御系统的第一道屏障，燃料元件性能的好坏对压水堆核电厂运行的安全可靠性和经济性至关重要。

目前国内外核电厂一般通过一回路核素的放射性水平来评价燃料元件在堆内的运行状态。

用于燃料包壳运行性能判断的方法及核素很多，本文重点介绍一回路特征核素碘及其同位素的变化趋势及与燃料包壳运行性能之间的关系，以及时、准确的分析判断燃料组件运行性能。

2 碘及其同位素的选择对于燃料包壳完整性定性、定量的分析，大都基于三族核素，这些核素为：惰性气体：Xe-133、Xe-133m、Xe-135、Xe-138、Kr-85m、Kr-87、Kr-88碘类：I-131、I-132、I-133、I-134、I-135铯类：Cs-134、Cs-137由于惰性气体在化学上的不活泼性，它们的逃逸释放主要是受物理因素的控制，如扩散和破损尺寸等。

Cs-134与Cs-137的比值可以用来表征破损燃料的燃耗水平，但即使在有燃料缺陷的堆芯中，其活度水平也常常是在监测线以下无法测到。

碘-131及其同位素放射性比活度已被国内外作为表征燃料包壳运行性能的特征核素，选择碘作为分析燃料包壳性能分析的特征核素，主要由于碘及其同位素具有如下特性：（1）碘及其同位素在堆内设备及一回路管壁上没有显著沉积。

（2）放射性释放与冷却剂中的比活度关系比较容易建立。

（3）通过γ谱仪能比较容易测量出来。

（4）碘同位素半衰期范围较广。

3 碘及其同位素的产生消失机理碘及其同位素的衰变常数如下表：指标碘-131 碘-132 碘-133 碘-134 碘-135衰变常数λ，S-1 1.0E-06 8.4E-05 9.25E-06 2.2E-04 2.95E-05上表可见，碘-131半衰期最长，碘-134半衰期最短。

分析压水堆一回路水化学对燃料包壳完整性的影响摘要：反应堆的运行与燃料包壳的完整性之间存在密切联系，也就是说一旦包壳质量受损，并出现腐蚀等问题，机组运行的安全性及稳定性就会受到不良影响，更为严重的还会导致泄露事故的发生。

为了进一步提升燃料包壳的完整性，就需要重点强化一回路水化学控制的能效作用，因此，对针对水化学对燃料包壳完整性的影响进行研究也就显得至关重要，以此为基准，应用与之协调的化学控制措施，就能有效缩减燃料包壳的腐蚀性，从而为其保持完整性夯实理论基础。

关键词：水化学；燃料包壳；完整性在当今社会，电能逐渐成为人们生活中不可或缺的一部分，而核电站的价值就在于将核裂变阶段产生的能量通过设备转化为电能，但是在核反应阶段辐射问题也会伴随发生，因此，现阶段推动核电工业高效发展的关键点就是提升核裂变的安全性及稳定性，而包壳作为核材料中重要的包覆材料，在规避核材料泄露风险中发挥着至关重要的作用，这就需要以提升材料的完整性为基准，提升其抗腐蚀性。

本文就围绕压水堆一回路水化学对燃料包壳的影响进行了细化阐述及分析。

一、压水堆一回路水化学的管理方向在核电厂实际运行阶段，压水堆所发挥的作用不容忽视，而以回路水化学控制的侧重点就在于提升一回路系统的运行效率，在推动体系完善化建设的基础上，降低危害指标，从而进一步实现对腐蚀及磨损问题的合理规避，延长电厂系统设备的使用寿命，促使其安全性及稳定性指标进一步提升。

从本质上来看，压水堆一回路水化学的管控要点就是降低反应堆辐射，将不良影响降到最低，因此，在水化学控制中首先应当保护材料包壳的完整性，这是因为燃料包壳具有阻隔性作用，即使是在裂变作用下，释放的产物也不会直接接触环境，因此，提升包壳完整性对于核电厂可持续发展来说具有重要意义。

其次，包壳是否完整会受到较多因素的直接影响及作用，因此，提升其完整性的关键点就在于水化学，同时还应当提升一回路压力边界的完整性，这是因为一回路系统是仅次于包壳的保护屏障，当腐蚀及放射性产物呈现释放特点时，一回路就能充分发挥其阻隔作用，避免不良产物渗透到环境中。

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。

联氨除氧技术在压水堆核电站一回路的应用分析发布时间：2021-04-25T07:59:49.770Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年27期作者：谢文震孔文辉姚胜[导读] 本文就此讨论了联氨的脱氧机理以及影响因素，并总结出三个经验公式并对其计算结果进行了分析。

海南核电有限公司 572700摘要：在核电站全面维修重新启动对一回路进行加热的过程中，需要严格控制一回路中的氧含量，因为过高的氧含量会加剧燃料安全壳中各种合金的锈蚀程度，直接影响到压水堆核电厂的顺利与安全运行。

而联氨就是这一过程中最常被使用的除氧剂，其添加量与一回路中氧的含量密切相关，过多过少都会对一回路的正常运作造成极大的影响，因此正确控制联氨的添加量具有极其重要的含义。

本文就此讨论了联氨的脱氧机理以及影响因素，并总结出三个经验公式并对其计算结果进行了分析。

关键词：压水堆核电站；一回路；联氨除氧引言在压水堆核电站机组全面维修之后进行重新启动，在这期间会对一回路的循环水进行加热，在水温超过120°C之前必须监测和控制一回路的水质情况，这样做的目的是为了符合稳压器建立气腔的需求，控制的主要是水中的化学物质的含量，例如水中溶解的氧的含量，F-、Cl-、SO42-、Na+等离子的含量，还有放射性元素58Co。

而这些化学物质中，一回路溶解氧的浓度是一回路水质监测中的一个关键参考因素，也是其重点控制的一个因素。

因为在高温下，氧会加快燃料安全壳中的锆合金、一回路镍基合金和不锈钢的均匀腐蚀。

基于核电厂有关的化学技术标准要求，当一回路循环水的温度超过120℃时，其中溶解氧的浓度必须不能超过100微克/千克。

在压水堆核电站中一回路和二回路最常用的除氧剂是联氨，其是一种弱碱，具有一定的挥发性[1]。

联氨与一回路循环水中氧发生化学反应一般有三种途径：1.联氨直接与氧发生化学反应，这一种是均相反应；2.联氨与氧气吸附在金属表面发生化学反应，这一种是非均相反应；3.联氨先与水中的铁离子发生化学反应，生成亚铁离子，然后亚铁离子与氧再发生反应生成铁离子，这一种也是非均相反应。

压水反应堆水化学压水反应堆水化学是指压水反应堆中与水相互作用的化学过程。

压水反应堆是一种核反应堆设计，它使用水作为冷却剂和减速剂，以控制和稳定核裂变反应过程。

在这种反应堆中，水化学是非常重要的，因为它涉及到核反应堆的燃料元素、冷却剂、结构材料和放射性废物的相互作用。

压水反应堆中的水化学主要包括废水处理、燃料元素的溶解、燃料包壳的腐蚀以及水母质的行为等方面。

首先，压水反应堆中产生的废水需要进行处理，以去除放射性核素和其他污染物。

废水处理过程中通常包括沉淀、滤过、吸附等步骤，以确保废水在放出环境之前达到安全标准。

其次，压水反应堆的燃料元素需要在水中溶解，以促进核反应的进行。

在核反应堆中，燃料棒是由铀或钚等放射性元素制成的。

当燃料棒置于水中时，水化学过程会导致铀或钚等元素从燃料棒中溶解出来。

这些溶解的放射性核素需要通过适当的措施进行处理和隔离，以防止对环境和人类健康造成危害。

此外，压水反应堆中的燃料包壳也需要注意腐蚀问题。

由于水中存在氧气和其他溶解的气体和离子，燃料包壳可能会受到腐蚀。

腐蚀会导致燃料包壳的退化和开裂，进而影响核反应堆的安全和性能。

因此，需要进行适当的防腐蚀处理，以延长燃料包壳的寿命并确保堆的运行稳定。

另外，由于压水反应堆使用的是轻水，水中的氢原子和氧原子之间的化学相互作用也需要考虑。

例如，氧原子可以与金属材料反应形成氧化物，从而引起材料的腐蚀。

此外，水中的氢原子还可以与放射性核素发生还原反应，导致核素的转化和迁移。

这些水中的行为和反应需要加以研究和管理，以确保核反应堆的安全运行和废物的处理。

总之，压水反应堆水化学是一个复杂而关键的领域，涉及到核反应堆的运行安全、废物处理和环境保护等方面。

从废水处理到燃料元素的溶解、燃料包壳的腐蚀以及水质的行为，都需要进行综合研究和管理，以确保核反应堆的安全性和可持续性发展。

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、铬等金属离子和铁锈颗粒，同时还有氢气和各种氧化物。

这些活化腐蚀产物会对核电站设备和管道造成损坏，同时对工作人员和环境也有潜在的危害。

为了控制活化腐蚀产物的形成和减少其对设备和环境的影响，压水堆核电站采取了一系列水化学控制措施。

其中包括：
1. 水质控制：核电站通过严格的水质控制，尽可能减少水中金
属离子和其他活化腐蚀产物的浓度。

2. 化学清洗：核电站定期对设备和管道进行化学清洗，清除附
着在表面的铁锈颗粒和其他污染物。

3. 电化学处理：核电站采用电化学处理技术，通过施加电流来
减少金属离子的生成，防止活化腐蚀的发生。

4. 加药控制：核电站在水中加入一定量的缓蚀剂和其他化学试剂，以控制水中活化腐蚀产物的生成和减少其对设备的损害。

通过这些水化学控制措施，压水堆核电站能够有效地控制活化腐蚀产物的形成和减少其对设备和环境的影响，保证核电站的安全运行。

- 1 -。

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。

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。

1996年3月7日收到初稿,1996年8月15日收到修改稿。

水化学对燃料元件包壳腐蚀行为的影响周邦新(中国核动力研究设计院核燃料及材料实验室,成都,610041)摘要燃料元件包壳的水侧腐蚀和吸氢是当前进一步提高燃耗的主要限制因素,由于一回路水中加入H 3BO 3和LiOH ,使包壳的腐蚀问题变得更为复杂。

本文综述了LiOH 及LiOH -H 3BO 3对锆合金水侧腐蚀的影响,以及研究这种影响机理的现状。

关键词水化学腐蚀燃料包壳锆合金1引言加深核燃料的燃耗是提高水冷动力堆经济性的一种有效途径,也是实现长寿期堆芯必须采取的措施。

由于燃耗加深,必然使燃料元件包壳的腐蚀程度加剧,锆合金包壳的腐蚀与吸氢过程相伴发生,因而腐蚀量增加后吸氢量也会增加,使包壳的力学性能变坏。

因此,当前进一步提高燃耗的主要限制因素是元件包壳的水侧腐蚀和吸氢。

目前认为燃耗要达到60GW ·d /t (U )必须采用新的锆合金来制作元件包壳。

改进的锆-4合金,包括优化热加工制度及采用低锡合金成份等措施已不能满足要求[1]。

西屋公司下一代VAT AGE +PWRs 燃料元件的包壳已决定采用ZIRLO 锆合金,它的成份是Zr -1Sn -1Nb -0.1Fe 。

目前核电站都采用在一回路中添加H 3BO 3,用10B 作为可燃毒物。

为了减少一回路中放射性物质的迁移,降低工作人员受辐照剂量水平,需要采用碱性水(p H7.1～7.2),因此一回路中又要添加L iOH 或KOH 。

添加LiOH 后的高温水虽然对锆合金腐蚀转折前的腐蚀速率影响不大,但使发生转折的时间缩短,转折后的腐蚀速率增加,明显加剧腐蚀程度。

研究这些规律,无论从优化水化学成份,减轻燃料包壳的腐蚀,或者对发展更耐腐蚀的新锆合金来说,都是很有意义的工作,也是当前人们十分关心的问题。

2添加LiOH 及H 3BO 3对锆合金腐蚀行为的影响大量堆外高压釜腐蚀试验的结果,都说明添加LiOH 会加速锆合金的腐蚀,如同时添加足够量的H 3BO 3,又会部份抑制这种有害的作用。

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析核工程与核技术专业学生指导老师[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。

在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。

目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。

而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。

当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。

而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。

本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。

建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。

一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。

在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。

根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。

在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。

[关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small locaNuclear Engineering and Nuclear TechnologyStudent:Adviser:[ABSTRACT]Pressurized water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the security of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. When a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclear power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear power plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxiliary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to understand the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.[Keywords] Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident．目录1 绪论 (5)1.1研究的背景和意义 (5)1.2国内外研究现状 (6)1.3论文的工作 (6)2 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述 (7)2.1冷却剂系统（RCP）概述 (7)2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备 (8)2.2.1 反应堆压力容器 (8)2.2.2 蒸汽发生器 (9)2.2.3 冷却剂泵 (10)2.2.4 稳压器 (11)2.3一回路辅助系统 (12)2.3.1 化学与容积控制系统（RCV） (12)2.3.2 硼和水补给系统（REA） (13)2.3.3 余热排出系统（RRA） (13)3 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模 (14)3.1热力系统的建模方法 (14)3.2反应堆冷却剂系统的建模 (15)3.2.1反应堆压力容器 (15)3.2.2稳压器 (17)3.2.3蒸汽发生器 (18)4 核电厂小破口失水事故安全分析 (20)4.1小破口失水事故概述 (20)4.2小破口失水事故分析 (22)4.3结论 (25)5 全文总结 (25)参考文献 (25)致谢 (26)附录 (28)1绪论1.1研究的背景和意义随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。

Science &Technology Vision科技视界0引言(10B )[1],pH。

,pH ,,OH -,。

,pH ,,,,。

,pH ,。

,,-。

,0.07mg/kg,-0.2mg/kg,(713mg/kg),,。

,,,,[1],0~2100mg/kg ,,。

、、[2],,。

1实验部分1.1仪器及工作条件:PE AA400。

:670.78nm;15mA; 2.7mm;0.45mm;10.0L /min; 2.5L /min;24℃;35%。

1.2试剂,1000μg/mL(),。

:,,≥99.8%。

:,,≥99.8%。

:,,≥65%。

1.3标准溶液及样品1:0.00、0.50、1.00、1.50、2.00、2.50、3.00、3.50、4.00mg/kg 。

2: 2.0mg/kg,100、200、400、600、800、1000、1200、1400、1600mg/kg 。

3:1000mg/kg 0.00、1.00、2.00、3.00mg/kg 。

1000mg/kg 0.5kg。

10%250mL。

1: 2.00mg/kg 250mL。

2:1000mg/kg 2.00mg/kg 250mL。

:1RCP3(=687mg/kg)1.4分析步骤。

硼酸体系中锂含量火焰法测定方法分析及优化何庆张利峰黄铠(中核核电运行管理有限公司化学处,浙江嘉兴314000)【摘要】为解决压水堆核电站一回路冷却剂系统中存在的硼酸给原子吸收火焰法测锂带来的影响,对原分析方法进行了改进。

通过模拟试验确定了硼酸浓度上升与锂吸光值下降存在一定的线性关系,回归方程系数0.998;采用锂标准水溶液做工作曲线的情况下,样品溶液的吸光值加上硼酸基体溶液干扰减少的吸光值,其和约等于真实的原子吸光值,用该方法测量实际样品1RCP3环,结果的精密度和准确度均满足分析要求。

【关键词】压水堆核电站;硼酸;锂;原子吸收中图分类号:TL421.1文献标识码:ADOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.08.58152. All Rights Reserved.Science &Technology Vision 科技视界2结果与讨论2.1工作曲线范围(1),1。

第二章水化学在核电厂安全运行中的重要作用引言目前世界上正运行的核电厂近500座。

其中大多数是压水堆核电厂。

随着运行堆年的增加。

水化学对维护反应堆的运行安全和提高核电厂可利用率的重要性就更加突出。

因为水化学从两个方面影响压水堆的运行安全：1．影响核电厂含有放射性的屏障的完整性；2．影响堆芯以外的辐射场的放射性积累。

从而影响工作人员经受的辐射剂量。

这些因素相互联系，因为，为了保证系统的完整性必需进行检查和维护。

而维修又是职业性经受照射的主要原因。

水化学的良好控制可以大为减少上述二个问题对核电厂的不利影响。

从而改善核电厂的安全性。

保护屏障的安全问题涉及两个方面：1．导致安全屏障直接破坏的腐蚀过程；2．削弱安全屏障性能的腐蚀，在运行期间的完整性是完好的。

但在瞬间可以发生破裂，使事故逐步升级。

2.1屏障的完整性为防止放射性裂变产物释放到环境，核电厂设有三道屏障：燃料包壳，一回路系统和安全壳（包括废物处理系统）。

水化学主要影响前二道屏障。

在燃料棒中，装有燃料芯块的锆合金包壳形成了防止功率运动期间产生的裂变产物释放到环境的第一屏障。

因此，保护燃料包壳的完整性是核电厂运行安全的主要目标。

锆合金可能受腐蚀、氢脆和由于腐蚀产物在其表面的沉积，传热效率下降致使包壳表面温度升高而引起锆合金的抗腐蚀性能恶化，而这三个因素都与水化学有关。

一回路系统是防止活化腐蚀产物和裂变产物（燃料包壳破损）放射性物质向环境释放的第二屏障。

水化学对反应堆压力容器不会有重大影响，但水质对压水堆的蒸汽发生器的完整性却有重大影响。

目前虽还没有出现由于水化学因素致使一回路侧结构材料的开裂。

但人们仍关注一回路水化学对燃料包壳、一回路压力边界的完整性和一回路放射性积累的影响。

而二回路水化学控制不善引起的耗蚀、点蚀、凹陷和晶间腐蚀等严重问题导致了许多核电厂蒸汽发生器的失效。

因此，重要的是在压水堆二回路中保持良好的水质。

水化学不会影响作为第三道屏障的安全壳系统（或泄漏隔离的其他等系统）。

压水堆核电一回路加锌技术研究摘要：压水堆核电厂加锌运行经验表明，核电厂一回路冷却剂加锌后，有效降低一回路辐射场、缓解一回路敏感材料应力腐蚀开裂（PWSCC）。

我国目前在建的核电机组将在热态功能试验阶段开始加锌，部分已建成投产机组也将考虑采用此技术。

本文通过对加锌原理及其对系统的影响分析，结合核电厂实际情况研究了加锌过程中的注意事项。

关键词：一回路；加锌；腐蚀；辐射场；注意事项引言在1980s早期，通用公司发现使用黄铜作为冷凝器管道的沸水堆核电站中，具有较低的辐射场。

后经检测发现，给水中含有5—15ppb的锌浓度。

从此开始认识到锌在一回路降低辐射场的功能，开展试验工作。

加锌运行经验表明，加锌在降低辐射场、缓解PWSCC及堆芯轴向功率偏移（AOA/CIPS）等方面有很好的效果，加锌技术在《Guidelines for the Management of MaterialsIssues》（NEI03-08）中作为良好实践推荐使用。

一回路加锌已经成为一种成熟的技术，广泛应用于美国、德国、巴西和日本等国家的压水堆核电厂。

截至2010年，73个PWRs实施了加锌技术，约占PWRs总数的27%。

美国约56%的PWRs实施了加锌技术，其中超过60%使用西屋燃料的核电机组实施了加锌技术。

1 加锌的机理在一回路系统水化学工况和运行温度下，奥氏体不锈钢和镍基合金形成双层氧化物保护膜。

内层相对密集、少孔、富铬，为不按化学计量排列的亚铬酸盐正尖晶石层，一般形式为（Fe，Ni，Co…）Cr2O4。

二价阳离子在四面体位置上，三价阳离子在八面体位置上；锌离子在四面体择位能最高（见表1），因而二价锌离子（Zn2+）能从氧化膜内层四面体位置上置换钴（Co2+）和其他二价离子，同时改变镍基合金和不锈钢表面氧化物保护膜的化学组成，提高氧化膜的抗腐蚀性能，减少基体金属的腐蚀和腐蚀产物的释放。

外层多孔，由基体金属释放的腐蚀产物或冷却剂中溶解的腐蚀产物积聚形成，通常是不按化学计量排列的铁酸盐，如NiFe2O4、CoFe2O4等，为反尖晶石结构。

压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究沈媛;来允尘;谭诗雨;矫彩山;侯洪国;晁楠;高杨【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2024(58)4【摘要】随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。

为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的包壳表面传热、传质、流体流动、化学过程进行了多物理场模型建立和优化,计算了不同操作条件、水化学条件和沉积物结构下的包壳表面传热参数和物质传递参数,讨论了沉积物对包壳表面传热性能的影响及硼累积风险,并提出了用于预估沉积物诱导硼累积风险值的关系式。

结果表明:在沉积物内发生沸腾时,考虑硼酸挥发过程能够获取更接近实际的沉积物温度分布;对于正常的压水堆条件,40μm 沉积物微孔结构中的硼累积量主要源于因包壳表面局部沸腾而导致的硼酸浓缩(0.0574 g/m^(2))和沉积层对硼的吸附作用(4.61×10^(-3) g/m^(2)),孔道中的沉积硼来源于Li_(2)B_(4)O_(7),预估值为8.34×10^(-5) g/m^(2),而LiBO_(2)不发生沉积。

【总页数】13页(P801-813)【作者】沈媛;来允尘;谭诗雨;矫彩山;侯洪国;晁楠;高杨【作者单位】哈尔滨工程大学;核电运行研究(上海)有限公司【正文语种】中文【中图分类】TL341;TM623【相关文献】1.压水堆乏燃料元件包壳表面氧化膜厚度测量技术研究2.模拟压水堆一回路环境下法向力对锆合金包壳管微动磨蚀的影响3.压水堆一回路pH控制策略对积垢燃料包壳完整性的影响研究4.锆合金包壳在模拟压水堆一回路冷却剂中的表面污垢沉积行为研究因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。