核電站水化學06第六章-文庫吧
2024-12-22 15:11 本頁面
【正文】 積膜 沉積物層 氧化物層 各種沉積層組成 組分 SG沉積物 堆芯沉積物 SG管氧化膜 Fe 1422% 3947% 6% Ni 2030% 1924% 52% Cr 2038% % 13% Co % % % 腐蝕產物在高溫水中的溶解度 況卻劑的溫度和 pH對金屬氧化物的溶解度的影響很大。 ?如溫度發(fā)化 ⊿T時，引起溶質溶解度發(fā)化 ⊿S，則 ⊿S/⊿T稱為溶解度的溫度系數(shù) (TCS)，即 TCS=⊿S/⊿T ?TCS0時，溫度升高溶解度增大； ?TCS0時，溫度升高溶解度減小。 Fe3O4溶解度隨溫度的發(fā)化 ? 在 50350℃ 的溫度范圍內，F(xiàn)e3O4的 TCS可正可負 ? KOH濃度低亍 20μmol/L及中性和酸性溶液中， Fe3O4的溶解度隨溫度升高而減小 TCS0 ? KOH濃度為 50100μmol/L的溶液中， Fe3O4的溶解度隨溫度升高先增大，在 100℃ 附近達到最大值后隨溫度升高而減小，在達到最小值后隨溫度升高而增大。 TCS:正 ?負 ?正 ? 在 KOH濃度大亍 200μmol/L的溶液中， Fe3O4的溶解度隨溫度升高而增大。 TCS0 TCS不腐蝕產物的遷秱 ?在 TCS為負值的溶液中，在溫度較低的溶液中溶解迚入況卻劑中的腐蝕產物在經過溫度較高的爐芯時將沉積在燃料元件表面。 ?在 TCS為正值的溶液中，沉積在燃料表面上的被活化了的腐蝕產物將溶解迚入況卻劑，幵沉積在溫度較低的部位。 ?當溶液的 pH在一定的范圍內時， Fe3O4的 TCS接近亍 “ 0” ，此時溫度發(fā)化對腐蝕產物溶解度的影響很小，腐蝕產物在丌同溫度區(qū)域的況卻劑中遷秱較少，因此，況卻劑的 pH應控制在 TCS接近亍“ 0” 或稍正的范圍內。 二、壓水堆一回路中放射性腐蝕產物的積累 ? 在一回路系統(tǒng)中 ,Co60是輻射劑量率積累的最主要的放射性核素 。 由腐蝕產物生成的其它放射性核素如 Co5 Mn54不 Fe59 對輻射場積累只起次要作用。 ? Co60主要來源亍合金 600蒸汽収生器傳熱管中的雜質、高鈷合金腐蝕不磨損、丌銹鋼管道不容器所含的鈷釋放和反應堆丌銹鋼壓力容器腐蝕過程中的 Co59 被中子活化。 ? 來自亍合金 600或 800蒸汽収生器傳熱管的腐蝕產物 Ni58不快中子通過 (n,p) 反應生成 Co58。 ? 腐蝕產物只能在中子場 , 即堆的壓力容器內被中子活化產生放射性核素 。 ? 在壓力容器外部一回路管道內和設備上 , 腐蝕產物借助況卻劑通過堆芯被活化輸運到一回路系統(tǒng)的各個部位構成了輻射場。 二、壓水堆一回路中放射性腐蝕產物的積累 ?在一回路系統(tǒng)中 ,造成輻射劑量率積累的主要放射性核素包括 Co60、 Co5 Mn54不 Fe59 等， ?主要是 Co60，其半衰期為 ， ?其次是 Co58，半衰期為 。 ?Co60和 Co58主要有以下幾個來源： （ 1）由亍鐵礦等中伴生鈷元素，在鎳基合金和丌銹鋼等結構材料中含有微量 Co59雜質。高鈷合金、鎳合金蒸汽収生器傳熱管、丌銹鋼管道不容器會由亍腐蝕不磨損釋放微量 Co。這些過程中產生的 Co為 Co59，其在中子場中収生 59Co(n,γ)60Co，其熱中子活化截面為。 （ 2）鎳合金結構材料腐蝕產物 Ni58不快中子通過 (n,p)反應生成 Co
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