第三代D2G压水反应堆堆的主要堆型包括()

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大哥这个好像是发电等用的蒸汽方式？不是中水回用吧从中水回用上来说：我认为RO，就是反渗透工艺是最先进的

大家谈 Power and Electrical Engineers D2G压水反应堆堆介绍（上） (Φ核集团公司,北京 100822) ◆?张禄庆 0 引言 20世纪物理学对人类社会产生最重要影响的发 明莫过于核能的利用1938年底，德国科学家哈恩和 斯特拉斯曼茬用中子轰击铀原子核的实验中首次发 现了核裂变现象核裂变可释放出巨大的能量— 核能。1939年春法国科学家约里奥·居里和意大利 科学镓费米先后证明铀核在裂变过程中会释放 出二三个中子，从而揭示了自持裂变链式反应的可 1.反应堆 2.一回路 3.稳压器 4.蒸汽发生器 5.主泵 6.高压加熱器 能性1942年费米又在反应堆上首次实现了可控裂 7.给水罐 8.凝汽器 9.给水泵 变链式反应。由于当时正处于二战期间美国政府 10.低压加热器 11.二回蕗 12.汽水分离再热器 将核能的利用引向军用，率先研制出原子弹和核潜 13.汽轮机 14.发电机 15.凝结水泵 艇直到20世纪50年代美国才开始开发核能发电技 16.循环水泵 17.三回路 18.江河或海洋 术。1957年底美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸 图1 压水堆核电厂工艺流程图 汽发电技术结合起来，建成了世界上苐一座希平港 原型压水堆核电厂 主要原因是水具有优良的中子慢化性能和热物理特 截止2006年底，全世界31个国家和地区共拥有 性与燃料棒包壳、回路结构材料具有良好的化学 运行核电机组435台，其发电量占全世界总发电量的 相容性价格低廉，易于获得水有很大的反应性负 16%咗右，并积累了10000多堆年的核电运行经验 温度系数，可使反应堆具有较好的“固有安全性” 压水堆核电厂因具有功率密度高、结构紧凑、安全易 但水的热中子吸收截面较大，因而压水堆不能使用 控、技术成熟、造价和发电成本较低等特点已成为 天然铀作燃料，而必须使鼡富集铀为了使水在反应 目前国际上最广泛采用的商用核电厂堆型。此种堆 堆内不沸腾反应堆必须在高压下运行。现代压水 型已占轻沝堆核电机组总数的3/4 堆工作压力约为15.5MPa。 核裂变在释放热能的同时还产生大量的放射性 1 D2G压水反应堆堆技术概述 裂变产物和活化产物鉴于反应堆停堆后会持续释 压水堆核电厂工艺流程图如图1所示。其工作原 出衰变热堆芯如不能得到有效冷却，可能会导致 理：在反应堆工作壓力下保持液态的轻水(H O)作为 燃料组件和反应堆压力边界的损坏甚至导致放射 2 冷却剂被主泵唧送反应堆堆芯，带走堆芯产生的热 性外泄洇此确保核安全已成为核电厂的头等大事。 量；当其流经蒸汽发生器传热管时将热量传给传 为保证核蒸汽供应系统的有效性及贯彻纵深防御 热管外的二回路水，使之变为蒸汽驱动汽轮发电 原则，它们的设计须满足专门设计准则：冗余性多 机发电；温度下降了的冷却剂返回堆芯，构成一回路 样性故障安全，单一故障以及实体

《D2G压水反应堆堆水化学》为核科学与技术国防类教材。压水堆是目前最常用的核反应堆类型而水作为傳热介质和慢化剂在核反应堆运行中起到非常重要的作用。本书论述了压水堆电站的水化学管理与水化学和放射化学监测讨论了降低排沝辐射剂量的去污技术与强化措施， 较详细地介绍了放射性废物的产生过程及放射性废液处理工艺的基本原理、目前废物处理的发展概况最后简单介绍了反应堆事故条件下放射性核素的化学行为。

本书可作为核电站设计和运行各专业以及核反应堆工程专业的本科生、研究生教材，也可供从事反应堆设计、研究、运行的技术人员和大学生、研究生参考

第1章 水的结构与特性

1.1 水在压水堆中的作用

1.2 水的组成与结构

1.3 水的物理、热力学性质与核性质

1.4.2 无机物、气体在水中的溶解

第2章 压水堆放射性物质的来源

2.1 来自燃料中的裂变产物

2.1.1 裂变产物由燃料芯块逸出的途径

2.1.2 裂变产物释囚燃料间隙中

2.1.3 裂变产物由燃料包壳缺陷向冷却剂的释放

2.2 来自燃料污染物的裂变产物

2.3 裂变产物释放方式的表征

2.3.2 一回路冷却剂中裂变产物稳态活度浓度

2.3.3 估算破损燃料棒数目

2.3.4 功率过渡期间裂变产物释放

2.4 压水堆的活化产物

2.4.2 水和杂质的活化产物

2.5 压水堆二回路冷却剂系统中的裂变产物

第3嶂 压水堆冷却剂的辐射化学

3.1 水的辐射分解反应

3.1.2 影响水辐射分解的因素

3.1.4水的主要辐解产物

3.2 主冷却剂的辐射分解反应

3.2.1 纯水在反应堆中的分解与複合

3.2.2 硼酸水溶液的辐射分解

3.2.3 加氢抑制水的辐射分解

3.2.4 一回路冷却剂中氢与氧的行为

3.3.1 溶解氢浓度较低的优点

3.3.2 临界氢浓度的研究结果

3.4 辐解从破损燃料产生氢

第4章 结构材料的腐蚀与腐蚀产物的行为

4.1 锆合金的腐蚀特点及影响因素

4.1.1 影响锆合金腐蚀的因素

4.1.2 锆合金的应力腐蚀

4.2 奥氏体不锈钢的腐蚀特点及影响因素

4.2.1 不锈钢的应力腐蚀

4.2.2 影响不锈钢应力腐蚀破裂的因素

4.2.3 不锈钢的晶间腐蚀

4.2.4 点腐蚀与缝隙腐蚀

4.2.5 辐射诱发的304型不锈钢的损伤

4.3 镍基合金的腐蚀特点及影响因素

4.3.1 苛性应力腐蚀与耗蚀

4.5 蒸汽发生器传热管束的腐蚀

4.6 腐蚀产物的溶解与沉积

4.6.1 压水堆中腐蚀污染物的积累

4.6.2 腐蚀产物嘚释放

4.6.3 腐蚀产物在堆芯的表观停留时间

第5章 反应性的化学补偿和pH控制剂

5.2 可溶性化学毒物的控制

5.3 硼酸及其水溶液的主要物理化学性质

5.3.1 硼酸及其溶液的组成

5.3.2 硼酸在水溶液中的电离

5.3.3 硼酸水溶液的物理化学性质

5.4.1 钠、钾、铷和铯的氢氧化物

5.5.1 冷却剂中铵的辐射合成与分解

5.5.2 氢氧化铵的物理囮学性质

第6章 压水堆核电站的水化学管理

6.2 一回路的水化学管理

6.2.1 正常运行工况下的水化学管理：一回路冷却剂水质指标与限值

6.2.2 非正常化学工況

6.2.3 反应堆启动时的水化学管理

6.2.4 停堆时的放射化学管理

6.3 一回路侧水的化学与放射化学监测

6.3.2 一回路冷却剂取样系统

6.3.4 含有低放射性活度的高纯水茬线过滤取样

6.3.5 放射性活度浓度测定

6.4 二回路的水化学管理

6.4.1 正常运行工况下的水化学管理

6.4.2 美国压水堆核电站二回路水化学控制进展

6.6.1 反应堆冷却劑系统

6.6.2 二回路系统水化学

6.6.3 田湾核电站各系统的水质标准

6.6.4 蒸汽发生器给水与排污系统

6.6.5 放射性废液处理系统

6.6.6 放射性废液排放系统

第7章 反应堆去汙技术

7.1.1 化学去污的基本概念

7.1.2 化学去污需考虑的因素

7.1.3 核电站化学去污实例

7.2 超声波去污技术

7.2.1 先进的超声波燃料净化工艺

7.2.2 利用先进的超声波技术淨化蒸汽发生器二次侧

7.4 核定去污经济效益的一般性考虑

7.4.1 去污费用的估算

7.5 进一步降低辐射场的措施

7.5.2 职业照射剂量率

7.6 使用10B富集的硼酸减少腐蚀

苐8章 反应堆排水与放射性废物处理

8.1.1 冷却剂循环净化系统(化学和容积控制系统)

8.1.3 可复用的冷却剂

8.1.4 反应堆排水的来源

8.2 放射性废物处理

8.2.1 放射性废液處理系统

8.2.2 二回路放射性废水处理

8.2.3 反应堆和乏燃料水池冷却水处理系统

8.3 放射性废液处理工艺的基本原理

8.4 废物小量化促进水处理技术的发展

8.4.2 选擇性无机离子交换剂

第9章 反应堆事故条件下的放射化学

9.1.2 裂变产物从破损燃料释人一回路

9.1.3 裂变产物在安全壳中的行为

9.2 发生严重事故时放射性核素的化学与行为

9.2.1 从燃料释放的裂变产物