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核电站水化学控制工况及相关技术发展

发布时间：2011/3/25 阅读次数：3764 字体大小: 【小】【中】【大】

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4.3 水化学控制的措施
水化学控制的措施包括四个方面：凝结水的净化、凝结水的注氧、反应堆给水的注氢和反应堆冷却剂的净化。控制目的就是调节水的溶解氧含量，去除离子杂质降低电导率，去除不溶性杂质，消除沉积到流动不好部位的物质。
其中，凝结水的注氧是针对精处理之后的凝结水，含氧量一般小于20μg/L，该条件下反而使碳钢的腐蚀速度增加，通过加氧提高浓度到20~50μg/L 范围内，确保碳钢管的腐蚀处于最低水平，尽量减少腐蚀产物的生存。
5 核电站水化学工况相关问题
5.1 新型沸水堆冷却剂高温净化处理技术
沸水反应堆运行中，为保持通过堆芯的冷却水的性能指标，必须从余热排出系统的管道和压力容器连续排出部分冷却剂，进入反应堆冷却剂净化系统（RWCU），传统的方式是通过离子交换树脂去除，一方面树脂作为过滤介质除去不溶解的小颗粒物，另一方面通过树脂交换除去溶解性的离子物质。
但是该方式有个明显的缺点，即产生的废树脂形成有机放射性废物，且量比较大，造成处理上的问题。文献[2]采用新型冷却剂高温净化处理技术，它采用高温电泳式除盐系统，由一个过滤器和一个电脱盐单元组成。过滤器为金属网过滤器；电脱盐单元如图2 所示，有一个阳极、一个阴极和两个隔膜组成，隔膜把中间的除盐水室隔离开来，浓水室位于两侧，通上直流电就可以实现离子去除过程。
该系统有两个优点，首先由于没有不耐高温的有机树脂，可以使系统在高温条件下运行，减少冷却—加热环节，可以节约0.3%的热能；其次，新型系统大大简化了设备，比如减少树脂储存罐和相应的预处理设备；最后高放射性的物质就不会从RWCU 带出。

5.2 燃料包壳腐蚀产物的新认识
随着经济性及减少废燃料的考虑，目前的核电厂都延长燃料组件的运行时间，一般压水堆燃料运行周期为18~24 个月。燃料组件运行时间的延长带来燃料包壳表面腐蚀沉积物严重的问题，为此，人们就需要了解长期运行燃料包壳表面沉积物的特点和性质。
在1980 年代，燃料包壳表面腐蚀沉积物一般公认是Fe3O4，而最近的研究分析表明，沉积物主要是镍铁尖晶石，该物质只有在高温、高压、且含水条件下会在锆合金或不锈钢表面形成。此外，燃料包壳表面的腐蚀沉积物是职业辐射病的主要放射性来源，而且也是造成燃料轴位移异常事件的主要原因。
文献[3]详细研究了镍铁尖晶石的形成机制和条件，分析研究表明，在燃料包壳系统镍铁尖晶石形成温度要求在290℃以上，并且被FT-IR 吸收实验和XRD 实验所证实。图3 给出了镍铁氢氧化物在400℃条件下煅烧形成的各种成分的XRD 曲线比较。
5.3 辐射对RPV 不锈钢表面电化学腐蚀电位（ECP）的影响
材料受辐照加速发生的应力腐蚀破裂简称IASCC，该种腐蚀是核电厂材料老化的主要原因。而实际运行时不可能实时监测ECP，对ECP 的计算就显得尤其重要。
具体而言，辐照在堆芯内带来的对材料ECP 的影响可以分三个方面来考虑，分别是辐照对主体水的影响、辐照对主体水和金属间界面的影响，以及辐照对金属表面氧化物层的影响。由于辐射主要产物是O2、H2O2、H2，所以就必须先确定辐射产物的浓度，文献[4]通过采用混合电位模型（MPM）来计算材料的ECP。

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