作者	译者：左民/等
出版社
出版时间	1997-09-01

特色：
译者的话我国核工业的发展已有40余年的历史，进入90年代以来，秦山核电厂（300MW）与广东大亚湾核电厂（2×900MW）的相继建成发电，标志着我国核工业迈进了一个新的发展时期。随着核电厂运行时间的推移，放射性核素必然在反应堆堆芯内发生与积累，并将被主冷却剂通过一回路系统带到有关的系统，造成系统与设备的放射性污染。另一方面，为了保证核电厂的长期、安全与稳定运行，必须实行定期检查与维修，甚至更换某些部件。为了降低运行、检查与维修人员的受照剂量，必须对核电厂，主要是对一回路进行去污，所用的去污技术不应损伤被去污设施的设计功能，不应加速二次污染，而且应该是简便易行和经济的。我国早期的核设施，不少已进入停运、退役阶段，也需要适当的去污技术，以保证安全、经济地实施退役。因此，去污技术在我国日益引起重视，已有不少单位在开展这方面的研究。在这种情况下，人们希望有一本比较全面地介绍核设施去污技术的书。本书以核电厂为主，介绍了各种核设施污染的发生、积累的机理和减少污染发生源的途径，并针对运营中去污与退役时去污等不同目的，说明了各种去污方法的原理、开发过程、实际应用情况及其展望，对运营设施的去污还介绍了防止去污后二次污染的途径。本书基本上搜集了1984年以前国际上所发表的文献，并加以整理，内容十分丰富，并有大量实验与实测数据。由于成书较早，1985年以后的情况未予记入。但若考虑到去污技术的开发大体可以1980年左右为分界线，在此之前是以污染机理、去污技术本身的研究开发为主，在此之后则以应用开发为主，并通过实际应用改进去污技术。本书是1984年编写的，各种去污方法的基本内容在本书中均有详细论述。考虑到去污技术是跨学科、理论性与实践性都特别强的一门新技术，总体来说还处于发展时期，因此本书内容并未过时，对我国读者仍不失其很好的参考价值。本书可供从事核电厂和反应堆工程、后处理和三废处理及各种核设施退役工程研究、设计和运行人员参考，亦可供高等院校有关专业师生参考，如能达此目的，译者将感到无比欣慰。在本书翻译过程中，曾得到原书主编石榑鵾吉教授的帮助和指导，日本（株）テ夕ノ·フ口シ工夕ト等出版社的友好协助，并得到国家设计大师柯友之高级工程师（教授级）和韩国光编审的帮助和指导，特此一并致谢。

内容简介本书介绍了以轻水堆核电厂为主要对象，兼及其他堆型核电厂与其他核设施中核污染发生与去污的机理，减轻与防止污染的途径和经验，各种去污技术、去污用装备的研究、开发和实用效果及其发展动向。本书还从技术分析与经济分析的角度介绍了对去污技术的评价方法，并说明了在役设施与退役设施对去污技术选用的不同要求。本书可供从事核电厂或其他核设施的设计、运行和管理的科技人员参考，也可供从事核设施退役的技术人员及有关高等院校师生参考。片断：结构材料析出的微量腐蚀产物被冷却水带到堆芯，在这里，它们的大部分附着于燃料表面，受中子照射后活化。被活化的腐蚀产物的一部分脱离燃料表面，被带到堆芯外，吸附并蓄积于管道表面。该放射性的蓄积机理虽然不因堆型的变化而改变，但各过程的详细机理，对于压水堆和沸水堆，则因水质及系统的不同而有很大差异。表1－2为日本压水堆及沸水堆一回路冷却水特性的比较。在压水堆中，作为化学补偿而添加硼酸，从抑制腐蚀的观点出发，添加LiOH，以控制其pH值。因硼酸浓度随反应堆的运行而变化，所以堆水的pH值可在一定范围内变动，这是压水堆的一大特征。另外，为抑制水在堆芯的辐射分解，添加H2，这是压水堆的另一特征。这样，堆水中几乎不存在O2，反应堆水处于还原状态。与此相反，在沸水堆，由于堆芯是沸腾的，采用添加物来控制堆水环境是困难的，所以采用堆水纯化措施。因此，通过极力减少由给水系统带入堆芯的杂质量而对堆水进行控制。但对给水中的O2浓度例外，*近，已逐渐清楚，O2以某一浓度存在于给水中，对于抑制给水系统管道因腐蚀而导致铁的析出很有必要。一般认为，在给水系统中溶解O2浓度的*佳水平为30～50ppb。因在沸水堆中不添加H2，在堆芯会发生水的辐射分解，其结果使堆水中的O2达200ppb的水平，这样，与压水堆不同，沸水堆的堆水是氧化状态。以上详细叙述了压水堆和沸水堆的一回路冷却水的水质及其管理方面的不同，这些不同点对于如何考虑后述的腐蚀产物的行为与氧化膜的构造有着极其重要的意义。1.2.2不溶性腐蚀产物（CRUD）的行为前节简要说明的放射性核素在一回路的蓄积机理是极其复杂的现象，尽管各国都在积极地进行研究，但仍有许多地方尚未搞清。使现象复杂化的主要原因有几条，其中之一是，尽管进入一回路冷却系统的腐蚀产物极为微量，但因其形态和结构多样，真实情况不易搞清。一般认为，从结构材料析出的腐蚀产物由可溶于水的离子和不溶于水的金属氧化物组成。CRUD有时也泛指腐蚀产物的全部，但通常将后者，即不溶性腐蚀产物称为CRUD，CRUD的主要成分为Fe。在BWR堆水那样的氧化状态下，铁以三氧化二铁（α－Fe2O3），在还原状态的PWR堆水中则以四氧化三铁（Fe3O4）与镍铁氧体（NiFe2O4）等金属氧化物的形态分散在水中。另一方面，虽然离子态的腐蚀产物的主要成分也是Fe，但一般认为极微量的Co离子的存在更重要。目前，在实际反应堆中成为问题的CRUD的含量，铁为1～10ppb。所谓10ppb一值到底是多么低的水平呢？假若日本为1亿人口，则相当于其中有一个人有问题，如果这样考虑的话，大概就容易理解了。进而说到C0，当含量为比此值低3个数量级的1～10ppt（10－12）就不行了。同样如前所述，对管道表面剂量率贡献*大的是Co，在其蓄积过程中CRUD起着极为重要的作用。一般认为CRUD对60C0或58C0等核素的生成与蓄积起着媒介的作用。不用说，我们已知CRUD是因金属表面腐蚀而形成的，但其生成机理的详细情况至今还没有搞清。我们把不锈钢与碳钢在高温水中的腐蚀表面看作两层或多层结构，至少该表面氧化膜有薄而致密的内层和颗粒粗大的外层，物质通过该氧化层的迁移将决定腐蚀速度。一般假定其模型为，内层是由扩散到母材金属表面的O2和H2分子直接与金属反应生成的，但外层是Fe离子通过内层的微孔与晶间向外扩散、析出而生成的。CRUD发生的机理之一是假定由于流速变化等所产生的局部冲击，使离子析出而在腐蚀表面所形成的粗颗粒的外层脱离表面进入水中。但不清楚像这样进入水中的过程到底受什么因素影响，如何影响，进入水中的速度又如何。此外，笔者等［3］认为金属离子在水相中以微小胶体颗粒形式析出的过程也很重要。与第二过程有关，在BWR那样的氧化状态下，Fe2＋，离子的下列氧化反应是很重要的。