富集硼酸在压水堆一回路水化学中的应用研究_王琳

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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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。

农业与生态环境DOI：10.16661/ki.1672-3791.2019.04.101国内外核电站放射性废水中硼回收工艺概况①马若霞 杨彬(国家电投集团远达环保工程有限公司 重庆 401122)摘　要：在压水堆核电站中，含硼废水主要来自一回路冷却剂、乏燃料水池和反应堆补水等。

如果硼在放射性废水浓缩和最终处理之前没有从放射性物质中分离出来，最终的固体废物体积就会加大，且硼酸对水泥固化的时间有影响，将增加处置费用。

在核电站中，硼可以一次性使用，也可以循环使用。

一次性使用的硼酸溶液，在去除放射性后可以直接排放，这种方式需要考虑各地的排放限值要求；循环使用需考虑将硼酸从放射性废水中分离的技术。

该文主要总结了硼的回收技术和国内外核电站从含硼放射性废水中回收硼时选用的工艺技术和应用概况。

关键词：含硼放射性废水 核电站 回收中图分类号：TL94 文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2019)02(a)-0101-021 概述硼在压水堆主回路中作为中子吸收剂，用于控制反应堆中的中子通量，通过调节冷却剂中的硼浓度从而补偿反应堆的反应性，保证反应堆的安全和控制发电效率；硼酸还用于确保乏燃料池的安全余量；在反应堆的补水中也是一定硼浓度的水。

因而，在压水堆核电站的放射性废水中，存在一类特殊的废水，即含硼废水。

如果硼酸在放射性废水浓缩和最终处理之前没有从放射性物质中分离出来，最终的固体废物体积就会加大，且硼酸对水泥固化的时间有影响，将会增加处置费用。

在核电站中，硼可以一次性使用，也可以循环使用。

一次性使用的硼酸溶液，在去除放射性后可以直接排放，这种方式需要考虑各地的排放限值要求；循环使用需考虑将硼酸从放射性废水中分离的技术。

该文主要总结了硼的回收技术和国内外核电站从含硼放射性废水中回收硼时选用的工艺技术和应用概况。

2 硼回收技术2.1 蒸发大多数压水堆都采用了硼酸回收系统来处理可回收的放射性废水，通常包括反应堆排水以及正常和意外泄漏的一回路水。

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。

王 琳 ， 任 云
（ 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 ）

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。

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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６３ ・
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。

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。

- 1 -。

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。

➢ 随着对核电厂安全性和经济性要求的 提高，特别是为适应大容量机组的要 求，轴封泵的技术得到迅速发展并已 经成熟，优点：
➢ 采用鼠笼式感应电机，成本降低，效 率提高，比屏蔽泵效率高10%—20%
➢ 电机部分可以装一只很重的飞轮，提 高了泵的惰转性能。
➢ 轴密封技术同样可以严格控制泄漏量 ➢ 维修方便，轴封结构更换仅需10小时
右，传热管壁一般为1-1.2mm。因而，传热管是整个一回路压力边界中 最薄弱的部分。一根蒸汽发生器传热管断裂就可造成放射性泄漏及核 电厂长期停闭。 ➢ 事故率高：蒸汽发生器传热管断裂事故在核电厂事故中居首要地位。 非计划挺堆四分之一是因有关蒸汽发生器问题造成的。 ➢ 1992年，在205座核电厂中报告蒸汽发生器有问题的达172座。核电厂 的负荷因子降低3.31%。从1979-1994年，已有55台蒸汽发生器因传热 管严重损坏而被更换，其实际使用寿命平均仅为约14年(寿命最短者仅 8年)，远未达到30~40年的设计寿命。
安注，安喷，辅助给水，安全壳隔离系统
第二类 保证反应堆和压力回路正常启动、运行和 停堆的核辅助系统 11
化容，余热排出，设备冷却水，等11项
第三类 回收和处理放射性废物以保护和监测环境 的系统 3
废液处理，废气处理，废固处理系统
7
蒸汽发生器
➢ 一、二回路的枢纽，分隔一、二次侧介质的屏障，传热不传质 ➢ 承压面积大：蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左
15
① U型管束
材料的演变： 68年以前-奥氏体不锈钢 68年后-Inconel-600合金， 90 年 以 后 -Inconel-690 合 金 。 该材料的抗腐蚀能力有显著 改善。 德国：70年以后-Inconel-800合金

61
可燃毒物组件 66
0
初级中子源组件 2
0
次级中子源组件 2
2
阻力塞组件
38
94
合计
157
157
阻力塞组件
2015/11/3
14 第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
2.2.1.4 堆芯功能组件—— 中子核电源厂组系统件与设备
（1）中子源组件的棒束由源棒、可燃毒物棒和阻力塞棒组成，源棒包壳 材料为不锈钢；
压力容器进口接管→沿压力 容器和堆芯吊篮间环腔向下→压 力容器下封头处的下腔室→堆芯 支承板，流量分配孔板和堆芯下 栅格板→堆芯上栅Байду номын сангаас板→压力容 器出口接管。
此方面应该注意三个问题：
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
2.2.6 运行中的问题—冷却剂的核电循厂环系统与设备
（1）冷却剂旁流问题 不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约1.25%，从压力容 器堆芯和吊篮的环形空间直接流出出口接管，约0.5%通过堆
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2.2.4 压力容器 （RPV）-材料核要电厂求系统与设备
尽可能降低有害杂质元素Cu，S、P、 As、Sn、Sb、Co、V、B、H、O、N、Ni 的含量，提高材料的纯洁度和完成性； 采用整体锻件。
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
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2.2.5 控制棒驱动机构—概述 核电厂系统与设备
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第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
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2.2.6 运行中的问题—压力容器核电结厂构系统材与设料备选 择
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有： 有较高的机械强度； 足够的韧性，使用时不易脆化； 高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。

第 36 卷
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。