压水堆核电站-回路冷却剂系统中硼酸基体对锂含量测定影响的研究
压水堆核电站-回路冷却剂系统中硼酸基体对锂含量测定影响的研究 2007生广东微量元素科学
GUANGDONG WEILIANG YUANSU KEXUE 第14卷第8期
文章编号:1006—446X (2007)08—0063—04
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
方万清良艮 tU LQbzP D
(大亚湾核电运营管理有限责任公司,广东 深圳 518124)v COC5cf+u
摘要:为解决压水堆(PWR)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
子吸收法进行了改进。当样品的硼含量小于1 000 mg/kg时,使用500 mg/kg硼基体标准工作液,
并在样品中加入65 mg/kg的硝酸进行测定;如果样品的硼含量大于1 000 mg,/kg时,须将样品进
行稀释,使稀释后的样品中硼含量小于1 000 mg,/kg,然后按照硼基体含量小于1 000 mg/kg的样
品进行测定。测定实际样品L1RCP的精密度为0.48% ,回收率为100% ,结果证明方法可行。n b?KZ} {"L
关键词:压水堆核电站;硼酸;原子吸收法;锂`C2U*Iz.E`
中图分类号:O 657.31 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s}5X6Bc@
却剂中的pH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pH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100%功率下500 mg/kg的硼每1 d
约产生0.06 mg/kg的锂,而B—Li协调控制的限值运行区域往往只有0.2 mg/kg¨ ,这就要求准#C6j d*c1p!Mr^d
确测定锂的含量。
原子吸收火焰法在测定压水堆核电站一回路的锂含量时通常会存在以下问题:①测量样品为
高硼酸基体,且每1 d样品的硼含量都是在变化(整个换料周期硼含量在10~2 500 mg/kg范围$w:J@y s
变化),不同硼含量的基体对锂的测定结果带来不同的干扰;②分析方法使用的锂标准溶液含有
大约60~70 mg/kg HNO ,同样品的基体存在较大的差异,事实上这种差异已影响到了测量结果
的准确性。:xr U)j`7R;j
上述锂含量测量误差的问题已影响到了压水堆核电站一回路冷却剂硼一锂协调控制的运行操
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7[k8U,Re4t*[*O/@/T
1.1 仪器及工作条件.|F]h0j0k.J
仪器:PE 300型原子吸收光谱仪。KeL/k+D,waoF9t
收稿日期:2007一o6—15 WM)j+R;pgM
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