核科学与技术国防特色教材：压水反应堆水化学

　　第1章 水的结构与特性
　　1.1 水在压水堆中的作用
　　1.1.1 冷却剂
　　1.1.2 慢化剂
　　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 水的化学性质
　　1.4.1 水的离解与pH
　　1.4.2 无机物、气体在水中的溶解
　　1.4.3 酸碱容量
　　1.5 水的电性质
　　1.5.1 电导率
　　1.5.2 氧化-还原电位
　　1.6 本章小结
　　复习思考题
　　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 裂变产物释人燃料间隙中
　　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
　　2.3.1 活度释放率
　　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
　　2.4.1 活化腐蚀产物
　　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
　　2.6 本章小结
　　复习思考题
　　第3章 压水堆冷却剂的辐射化学
　　3.1 水的辐射分解反应
　　3.1.1 辐解初级产额
　　3.1.2 影响水辐射分解的因素
　　3.1.3 氘化水的辐解
　　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复合
　　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 临界氢浓度
　　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
　　3.5 本章小结
　　复习思考题
　　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
　　4.1.3 芯块与包壳的相互作用（PCI）
　　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
　　4.2.6 微生物诱发的腐蚀（MIc）
　　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
　　4.3.2 晶间腐蚀
　　4.4 锆铌合金
　　4.5 蒸汽发生器传热管束的腐蚀
　　4.5.1 凹陷
　　4.5.2 点腐蚀
　　4.5.3 耗蚀
　　4.5.4 晶间腐蚀
　　4.5.5 应力腐蚀
　　4.5.6 疲劳
　　4.5.7 微振磨损
　　4.5.8 侵蚀/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 腐蚀产物的释放
　　4.6.3 腐蚀产物在堆芯的表观停留时间
　　4.7 本章小结
　　复习思考题
　　第5章 反应性的化学补偿和pH控制剂
　　5.1 引言
　　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 氢氧化锂
　　5.4.1 钠、钾、铷和铯的氢氧化物
　　5.4.2 氢氧化锂
　　5.5 氢氧化铵
　　5.5.1 冷却剂中铵的辐射合成与分解
　　5.5.2 氢氧化铵的物理化学性质
　　5.6 本章小结
　　复习思考题
　　第6章 压水堆核电站的水化学管理
　　6.1 前言
　　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 非正常化学工况
　　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
　　6.3.1 取样程序
　　6.3.2 一回路冷却剂取样系统
　　6.3.3 实验室分析（过滤）
　　6.3.4 含有低放射性活度的高纯水在线过滤取样
　　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
　　6.5 CANDU重水堆的水化学管理
　　6.5.1 主冷却剂回路
　　6.5.2 慢化剂
　　6.5.3 腐蚀
　　6.5.4 二次侧水化学
　　6.6 WWER-1000压水堆的水化学管理
　　6.6.1 反应堆冷却剂系统
　　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
　　6.7 欧洲压水堆（EPR）简介
　　6.8 AP1000的水化学管理
　　6.9 本章小结
　　复习思考题
　　第7章 反应堆去污技术
　　7.1 化学去污技术
　　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净化蒸汽发生器二次侧
　　7.3 电化学去污
　　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
　　7.4.2 人Sv费的估算
　　7.5 进一步降低辐射场的措施
　　7.5.1 注锌
　　7.5.2 职业照射剂量率
　　7.6 使用10B富集的硼酸减少腐蚀
　　7.7 本章小结
　　复习思考题
　　第8章 反应堆排水与放射性废物处理
　　8.1 反应堆排水
　　8.1.1 冷却剂循环净化系统（化学和容积控制系统）
　　8.1.2 硼回收系统
　　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 放射性废液处理系统
　　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
　　8.2.4 其他废液
　　8.3 放射性废液处理工艺的基本原理
　　8.3.1 过滤
　　8.3.2 蒸发
　　8.3.3 离子交换
　　8.4 废物小量化促进水处理技术的发展
　　8.4.1 膜技术
　　8.4.2 选择性无机离子交换剂
　　8.5 本章小结
　　复习思考题
　　第9章 反应堆事故条件下的放射化学
　　9.1 设计基准事故
　　9.1.1 失水事故
　　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
　　9.2.2 安全壳内放射性核素的化学行为
　　9.2.3 碘
　　9.3 本章小结
　　9.3.1 设计基准事故
　　9.3.2 严重事故
　　复习思考题
　　参考文献

　　    《核科学与技术国防特色教材：压水反应堆水化学》基于水化学与反应堆系统各功能部件之间的相互关系，着重介绍了作为传热介质和慢化剂的水的化学、物理特性与核性质，放射性物质的来源，结构材料的腐蚀与腐蚀产物的行为，冷却剂水在辐射场下的辐解行为与注氢保持还原性化学环境，反应性的化学补偿与pH控制剂的效应。《核科学与技术国防特色教材：压水反应堆水化学》较详细地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；讨论了降低辐射剂量的去污技术与其他强化措施（优化水化学管理、改进材质、注锌等）；介绍了放射性废物的来源及放射性废液处理工艺的基本原理与使废物最小化的发展概况。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。
　　    《核科学与技术国防特色教材：压水反应堆水化学》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。