2.3　一回路重要辅助系统概述一回路重要辅助系统概述[4～6]

为保证反应堆安全可靠的运行，必须配置的重要辅助系统有十五个之多，其中有应对各种假想事故的专设安全系统和保证反应堆安全可靠运行的辅助工艺系统。

专设安全系统目的是限制事故发展，减少事故损失。其中包括紧急停堆，冷却堆芯，并防止堆芯裸露的安全注入系统；事故时防止安全壳内介质超温、超压，保证安全壳完整性的安全壳喷淋系统；避免事故时氢的大量产生引发氢氧化学爆炸的消氢系统；二回路故障时排除事故余热的辅助给水系统以及安全壳隔离系统。

除此之外，化学和容积控制系统、硼回收系统、余热排放系统、设备冷却水系统、疏排水系统、取样系统、乏燃料储存水池冷却和净化系统、放射性废物处理和去污系统等都是反应堆安全可靠运行不可或缺的辅助系统，其中很多系统也执行部分安全系统功能。

为了消除人们对核安全的疑虑，核电站工艺系统强化了安全功能，而且新增了很多安全系统。

本章论及的主要是核电站中占很大份额的第二代改进型压水堆核电站一回路辅助系统。

（1）安全注入系统

安全注入系统在一回路小破口时，协助化学和容积控制系统建立一定的稳压器水位。大破口事故时，安全注入系统向堆芯注水，以便重新淹没堆芯，并予以冷却，防止堆芯融化。蒸汽管道破裂或蒸汽管道上的安全阀误开，或汽轮机旁路系统阀门误开，或主给水系统逆止阀下游管道破裂，造成蒸汽发生器水位过低，蒸汽从给水管破口排放等状况引起的二回路冷却剂流量加大，导致的反应堆冷却剂过冷收缩，并使反应堆引入正反应性。这时安全注入系统注入高浓度硼酸溶液，防止反应堆重返临界状态，并重新建立稳压器水位。

冷却剂丧失事故后，冷却剂直接注入阶段，注入管线在安全壳内侧的逆止阀打开，且从安全壳地坑吸水的吸水管线被隔离，所以注入管线任何管段上管道的破裂都不会破坏安全壳的完整性。但当反应堆水池换料水储存箱的水因直接注入而耗尽时，只得转入再循环注入阶段。这时安全注入泵从安全壳地坑吸水，安全壳外管段破裂就会破坏安全壳的完整性。

安全注入系统由高压安全注入、中压安全注入、低压安全注入和硼酸再循环系统组成。高压安注泵即核电站正常运行时的上充泵，从换料水储存箱吸水，它可以应付小泄漏，在压力仍然很高的场合可以补充水，这种情况中、低压安注系统无能为力。高压注入泵投入运行时一般以低压安注泵来增压，而在一回路压力较低时，则由低压安注泵将高浓度硼酸溶液直接注入一回路。中压安全注入回路具有水力试验泵，靠向中压安全注入箱充氮来加压，从冷管段进行安注。低压安全注入回路具有低压安全注入泵，从换料水储存箱和安全壳地坑吸水。硼酸再循环回路用于将浓硼酸在缓冲罐（附设防硼酸结晶的电加热器）和硼酸注入罐之间循环。

以下信号都能启动安全注入系统：稳压器压力低；蒸汽发生器压力异常低；安全壳压力过高，温度过高；蒸汽流量高，压力低；一回路平均温度低等。

在AP1000等第三代核电站中，用大型储水箱、安注箱和安全壳内置换料水箱等组成的非能动安注系统代替上述安注系统。

（2）安全壳喷淋系统

在发生反应堆冷却剂丧失，二回路管道破裂，安全壳内压力、温度显著升高危及安全壳完整性时，将含氢氧化钠的硼酸水均匀喷入安全壳内，以降低压力和温度，碱性氢氧化钠溶液的加入能显著提高含硼水的pH值，将大大降低安全壳内金属材料的腐蚀速率，并能吸收元件破损所释放出的裂变产物碘。它是事故时安全壳内热量排出的唯一系统，因为喷淋液是经过热交换器冷却过的。喷淋泵可从换料水储存箱和安全壳集水地坑吸水。冷停堆时该系统还可用于安全壳内的灭火，也可冷却换料水储存箱中的水。

在再循环喷淋阶段，喷淋泵从安全壳地坑吸水，安全壳外该系统管段破裂将破坏安全壳的完整性。

喷淋器以喷淋泵的部分输出流为动力，从化学添加剂罐吸入氢氧化钠溶液，并与主水流混合，喷出。为使喷淋液均匀覆盖安全壳圆柱形截面，喷淋管线按大小环形固定在安全壳拱顶上。

为保证事故时喷淋系统能可靠投入运行，对系统中泵的稳定可靠性、热交换器的腐蚀状况进行定期检查，并在换料期间进行相应的维护。

在第三代核电站中用大于2000m3的安全壳内置换料水箱的水淹没堆腔室，实现冷却和降压。

（3）消氢系统

美国三哩岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站的两起灾难性的核事故人们仍记忆犹新。事故发生之前，核电站运行中都有违反安全规程的行为。但其后的事故发展进程却有很大的差别。前者堆芯融化释放出大量强放射性物质，考虑到核事故的严重性，曾组织核电厂现场人员和附近居民疏散。伴随核事故产生大量的水汽和氢气，但事后检测，氢浓度未达到氢氧爆炸限值浓度，未发生化学爆炸，基本上保持了安全壳的完整性，强放射性物质、水汽和氢气被局限在安全壳内，只有少量外泄到大气环境之中。而切尔诺贝利核事故中堆芯融化产生大量水汽和氢气引起的热爆破及其后氢氧的化学爆破，造成大量放射性物质直接释放到大气中，因为切尔诺贝利核电机组没有安全壳，常规建筑的反应堆厂房楼板和顶盖被轻易地掀翻和破坏。

氢漏进安全壳和核反应堆压力抑制系统，就有潜在的爆炸危险。为消除这一危险，熟知的方法是使用通过催化维持的与氧复合成水汽的方法消除氢。为了消除水和凝结的水汽对催化效应的有害影响，要采用新研制的憎水催化剂。即采用抗湿催化剂。该催化剂包含经热处理后具有高比表面，增加黏附性的基板，涂覆的憎水多孔中间层（比如γ-Al2O3）和沉积还原的铂-钯粉层。用这种板型催化剂组合作成的氢氧复合装置，具有很高的催化复合效应。为了在偶发事故时消除氢，必须保证该系统在保存多年后仍保持它的功能，催化剂必须保存在一气密的罐中，事故发生时产生的高的压力和/或温度能将催化剂罐打开。这样催化剂暴露于氢和氧（空气）的气氛中进行有效、快速的复合。保证氢的浓度不超过设计限值（2.5%）。该设计限值远小于氢的爆炸临界浓度下限值（4%）。对憎水催化剂的性能要进行定期检查。

对于标准的1300MW（电功率）的核电站安全壳体积约为7000m3。规格1000mm×1000mm×140mm氢氧复合器需要50个左右。将它们安装在安全壳内，并成网状格式分布于底部、墙上和顶部。

（4）辅助给水系统

辅助给水系统是在主给水系统由于电源故障，主给水（汽）管道破损失效时投入运行，用以排出反应堆的热。比如热停堆，使反应堆冷却系统冷却至余热排放系统可投入运行的程度。也可在机组启动时加热冷却剂系统。辅助给水系统带出的热由供水的蒸汽发生器传给二回路，而二回路本身则由汽机旁路系统向凝汽器排放蒸汽进行冷却。

汽动给水泵由蒸汽发生器产生的主蒸汽驱动。电动泵由应急电源供电，由储存水箱吸水，其水质符合反应堆冷却剂要求。为防止氧气进入，用氮气维持正压，并配置安全阀（防超压）和呼吸阀（防止氮气减压阀失效，排水时箱内出现真空）。

箱内水中含氧量高，则通过热力除氧器（水温105℃）除氧。除氧器停运时处于充氮保养状态。

（5）安全壳隔离系统

安全壳的安全屏障功能要求事故时贯穿安全壳的各类工艺管道必须处于隔离状态。即使某些堆外设置的安全系统管道贯穿安全壳后，在其内壁附近均设置逆止阀，以防止安全壳之外管段破损而破坏安全壳的完整性。

在发生冷却剂丧失事故时，关闭专设安全系统之外的所有贯穿安全壳的工艺系统管道，以减少放射性物质的外泄。

主蒸汽管道破裂及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂过冷和安全壳超压。

安全壳隔离主要措施是在安全壳内侧、外侧或两侧设置各类隔离阀。

正常运行和停堆工况下，隔离阀的状态取决于工艺系统的要求。事故时，按事故控制系统要求确定隔离阀的状态，通常安全设施系统的隔离阀应当打开，而其他系统的隔离阀应当关闭。隔离阀的动作由安全壳内的辐射水平、压力和温度变化等参数予以控制。冷却剂丧失事故和蒸汽管道破裂时启动安全壳工艺系统管道隔离，并立即启动柴油发动机系统，并启动安全注入系统。

安全壳内压力过高启动安全壳喷淋系统，在再循环系统启动之前，该系统的隔离阀处于关闭状态。

蒸汽管道的隔离只能由蒸汽管道破裂信号来启动。

换料时出现事故，隔离贯穿安全壳工艺系统管道，以减少放射性物质的外泄。

安全注入系统和安全壳喷淋系统转入再循环阶段，水泵从安全壳集水坑吸水时，由操作员手动打开该系统安全壳内侧附近的隔离阀。

（6）化学和容积控制系统

化学和容积控制系统用于对反应堆冷却剂进行容积与化学控制。

①补给水系统补给水系统。开堆、停堆等工况变动或事故时，温度的变化以及一回路压力边界泄漏都会使冷却剂体积发生变化。这就需要由容积控制系统予以补偿。水体积增大时容控箱及硼回收暂存箱吸收一定的水，水体积缩小时则反向补给水以维持稳压器的水位。对作为反应堆冷却剂和中子慢化剂的水的要求是严格而多样的。这是因为：水中溶解氧、悬浮颗粒和离子型杂质等有害物质会加速材料的腐蚀，腐蚀产物在堆芯结构表面的沉积导致传热恶化、温度升高，加速基材的氧化。剥落的强放射性物质会污染整个一回路。为一回路提供纯净水，过滤除盐系统是必不可少的。

②反应堆冷却系统硼浓度调节系统反应堆冷却系统硼浓度调节系统。为平衡初装料的过剩反应性，补偿堆启动温度升高引起的238U共振吸收增加，水的密度下降引起的反应性下降，补偿裂变产物毒性积累以及燃料燃耗增加引起的反应性变化，改变工况（包括增加停堆深度等），都要控制硼浓度。实现反应堆冷却系统硼浓度调节较复杂，有手动补给、自动补给、稀释和直接硼化等。硼浓度调节一般过程较长，通常适于补偿反应性的慢变化。这对先进的数字式自动控制是不利的。在第三代核电站中已减少了硼浓度调节的作用，部分功能由不锈钢制作的灰棒代替。但是启动堆和停堆以及补偿燃耗仍要靠调节硼浓度。

③pH值调节系统pH值调节系统。堆芯锆合金元件包壳和一回路系统不锈钢结构材料在偏碱性的水质中稳定性好，比如pH9左右。用氢氧化锂控制pH值稳定简便，且不产生影响反应堆反应性的新的核素。因为作为调节反应性的硼酸中的10B吸收中子后亦生成7Li。由于初装料时硼浓度高，要达到pH9，需要添加的氢氧化锂的量特别大，往往添加适量的氢氧化锂，pH值达到6.9（300℃）即可。燃耗很高时，硼浓度下降，碱性增强，pH9很容易达到。

④加氢系统加氢系统。冷却剂中的氧，包括水辐解产生的氧加速结构材料的腐蚀。因此，在电站启动时用联胺进行全挥发处理除氧，并且在正常运行时要加氢，抑制水的辐射分解。一般压水堆电站直接往一回路加氢。这也是一个安全隐患。一些电站尝试按实际加氢量需要进行电解水加氢，无需储存大量的氢。某些反应堆中添加微量的醋酸锌，这能减少氧化产物的迁移、活化，减弱一回路系统的辐射场强度和硼沉积引起的功率偏移。

（7）硼回收系统

顾名思义，硼回收系统用于回收来自化容系统下泄管线、核岛排气和疏水系统的冷却剂。经过滤、除盐、除气和硼水分离后提供含硼小于5×10-6的核级补给水和4.0%～4.4%的硼酸溶液。随着燃料燃耗的增加，初装料时的过剩反应性逐渐减少，并消失，化容系统下泄水中补偿过剩反应性的硼酸浓度必须降低。该系统和化容系统下泄管线相连，可用于堆容器开盖前的除气，堆用除盐水的脱氧，硼和水补给系统中不合格水的再处理，包括除氚处理。

硼回收系统包括前置暂存、过滤、除盐和除气的净化系统，中间储存，蒸发浓缩和滤液监测的硼水分离系统以及装备除硼树脂的除硼床系统，使回收的核级冷却水的硼浓度小于5×10-6。

在运行过程中防止该系统中的硼浓度低于一回路水的硼浓度。

此外还有前置暂存用于收集复用反应堆冷却剂，需用氮气覆盖，防止所含的氢与空气中的氧反应爆炸。并配置超压手动排气阀和安全阀；用强酸型，氢型磺酸树脂的阳床（除铯），混床和强碱型季铵树脂阴床（除碲、钼）组成的离子交换树脂系统实现除盐。除盐器可用除盐水正、反冲，还可用水力输送法排出废树脂；除气主要去除冷却剂中的氢、氮以及氪、氙等裂变气体，并进到废气处理系统；蒸发浓缩系统由蒸发器、再沸器、立式冷凝器、热交换器、蒸馏液冷却器、浓缩液冷却器及各类输送泵和阀门组成。

（8）余热排放系统

正常停堆过程历经功率运行、热备用、热停堆至冷停堆几个阶段。投入运行的反应堆冷却剂泵相应为三台、两台和一台。直到冷却剂温度降到70℃时最后一台泵停运。而在冷却剂压力和温度分别达到2.5MPa和180℃时余热排放系统必须投入运行，用以排出堆芯余热，一回路系统显热以及冷却剂泵运转生热。除冷却剂丧失事故之外的其他事故停堆也用以排除余热。并在冷却剂泵发生故障时，保证一回路水一定程度的循环。余热排放系统和化容系统的接管作为低压下泄通道克服了一回路压力低、下泄孔板两侧压差小妨碍下泄的难题。

换料操作前后反应堆换料腔和换料水储存箱之间水的传输也可由余热排放系统完成。

为实现余热传输排放功能，该系统配置两台并联的泵、两台并联的由设备冷却水冷却的热交换器以及实现温度和压力调节的阀门及连接管线，以控制温度升降速率。

余热排放系统在反应堆从冷停堆向热停堆过渡时，在满足下列条件情况下可正常停运：一回路温度和压力相应处于160～180℃和2.4～2.8MPa范围，稳压器功能正常，蒸汽发生器可用，应急电源等安全系统可用。逐渐降低该系统的温度和压力。

（9）设备冷却水系统

设备冷却水系统的主要功能是将正常运行和事故工况下有多个专设安全系统和化容系统、硼回收系统、余热排放系统等十个辅助工艺系统的用户的热负荷通过生水系统传到海水中，并防止热交换器中的放射性流体向周围环境释放。

每个机组都包含两个独立的设备冷却水系列和由某一系列承担的公用环路以及两机组设备冷却水系统轮流提供冷却水的共用环路，以实现互为备用。与堆安全有关的冷却器要求具有100%的冗余度。由应急电源供电。每个系列包括两台100%容量的单级离心泵，两台容量均为50%的（钛）板式热交换器和连接到泵吸入端，提供吸入压头，并补偿水的泄漏、涨、缩用的缓冲箱。为降低系统设备管材碳钢的腐蚀速率，降低放射性流体漏进海水的风险，使用氯（氟）化物均小于0.15×10-6的除盐水，并添加以计为0.5～0.6g/L的磷酸钠缓蚀剂。

安全系统用户为安全壳喷淋系统，上充泵房应急通风系统，电气厂房冷冻水系统和余热排放系统的热交换器。

两系列共用环路的用户事故工况下不需投入的冷却器可通过电动阀门使其与系统的安全系列隔离，而冷却以下用户：核岛冷冻水系统，蒸汽发生器排污系统，一回路泵及电机冷却器，稳压器卸压箱冷却器和过剩下泄热交换器，控制棒驱动机构风冷系统的空气冷却器，化容控制系统和轴封水系统热交换器，反应堆换料腔和乏燃料水池冷却系统和核取样系统的热交换器。

两机组共用环路用户为硼回收系统，废液处理系统的蒸发器，废气处理系统压缩机冷却器，辅助蒸汽分配系统凝结水放射性监测的热交换器，热洗衣房通风系统。

泵壳内表面、叶轮表面、泵壳盖内表面和耐磨环表面易发生腐蚀，包括局部汽蚀。根据损伤情况决定修复方案或更换。对板式热交换器的钛板上的水生物沉积可用高压水和塑料器具清洗，腐蚀损坏的，包括密封圈要进行更换，以保证热交换效率。

（10）反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统

反应堆和乏燃料水池冷却与处理系统用于燃料的换料和储存，并导出乏燃料的残余释热。该系统还用于水池水质净化，去除悬浮物、裂变产物和腐蚀产物。泵和热交换器都有100%的冗余度，并备有应急电源。还可作为余热排放系统的备用系统。为保障操作人员的安全，池内充有足够深的含硼2100×10-6的水层，保证其中的燃料处于次临界状态。在事故情况下，由换料水储存箱向安注系统和安全壳喷淋系统提供约1400m3这样的水。

反应堆水池由位于压力壳上方的换料腔和堆内构件储存池组成，两者相连，又可用气密挡板隔开，只在压力壳开盖时才充水。吊出堆的燃料组件通过堆内构件储存池与燃料厂房之间的传递通道进入乏燃料水池的燃料输送区，再进入相邻的乏燃料储存区。后者的另一侧为乏燃料装卸罐储存池，为防装卸罐的意外冲击池底装有抗冲击垫。储存水池三区之间都有气密闸门。此外还有相邻但不相通的燃料装卸料罐冲洗池。

乏燃料储存水池通过泵、阀门和热交换器等系统，用设备冷却水冷却，并通过旁路过滤器和树脂除盐器除盐。而反应堆水池充水则需经余热排放系统，用化容系统的净化回路和硼回收系统来去除放射性腐蚀产物、裂变气体和氢。充满反应堆水池的水则通过池底排水管过滤网和泵循环进行净化。

乏燃料储存水池和反应堆水池水面之下都装有包括循环泵和过滤器的表面撇沫回路，并都装有防虹吸回水管以防水池外管道破裂引起池水意外排放。

上述各水池均为钢筋混凝土结构，内衬不锈钢覆面。由于有可能发生不锈钢腐蚀破坏而引起水的泄漏，因此在钢覆面和钢筋混凝土结构之间埋有引漏监测管，以便及时发现泄漏，予以修复。

（11）核岛生水系统

核岛生水系统将正常运行工艺系统设备和安全系统设备冷却水的热传输给海（或湖）水。每个机组都有两个系列生水系统。每一系列有并联的两台泵，经海水过滤系统吸入海水，经水生物捕集器送入并联的热交换器，进而排入集水地坑，排水槽，经排水管下游的导流室流入排水渠，导流室装有防破坏的金属栅栏。

氯离子浓度高、氧饱和的海水具有很强的侵蚀性，碳钢和不锈钢都不耐蚀。管廊中管道采用钢筒型混凝土管，排水用混凝土管。泵站和设备冷却水厂房生水系统管道则要在碳钢管内壁衬耐海水的氯丁橡胶层。泵壳本身用耐蚀性好的球墨铸铁制造，热交换器用钛板作传热面，并配备耐蚀密封垫圈。

海水中滋生的水生物会给生水系统的运行和传热效率及材料腐蚀带来很大的影响。为此在海水输入途中专门设置水生物捕集器。该装置下部进水，侧面出水，上部有大的观察孔和冲水孔。冲洗水经阀门进入热交换器下游的排放母管。

生水系统的这类离心泵在一般的水处理厂也多有采用。存在的主要问题是叶轮的气蚀。在海水介质中使用，气蚀更为严重。这要靠泵特性的选择、材料的选择、叶轮表面材料加工处理工艺等综合措施予以解决。铝青铜有较好的抗海水的腐蚀性能，但抗气蚀性能差，选用耐蚀不锈钢，经抛光处理可大大提高叶轮的抗蚀能力。并通过监测特别是噪声监测及时了解气蚀程度，以便及时进行维护和维修。

（12）一回路疏排水系统和放射性废液料处理系统

一回路疏排水系统收集和处理那些从与反应堆冷却剂相关的化容系统、硼回收系统、余热排放系统等来的废液，将它们引入前置贮存箱。

化学物质含量和放射性强度不同，疏水箱也不同。若化学物质少、放射性强度高，则在混匀后送入串联的两台离子交换器。并联离子交换器可处理放射性强度较弱、离子浓度较高的溶液。所附前置过滤器防止杂质混入树脂床，后置过滤器防止树脂进入处理后的料液。强放射性料液进入贮存箱后发生衰变，并要对之进行监测。化学物质含量高时，要进行蒸发处理。如放射性强度超过排放标准的料液，要进行蒸发处理，要借助于由供料泵、循环泵、冷凝液泵、蒸发器、加热器、汽液分离器冷凝器，冷却器等组成的蒸发处理系统实施。蒸发器中浓缩液硼浓度达到4%时，送至固体废物处理系统处理。低于排放标准的废液经过滤器排至废液排放系统。各类工艺箱与废气处理系统相连，以保持工艺箱的负压，防止贮存箱的房间受到污染。

除盐处理废液只针对工艺疏水，以便处理后重复使用。

（13）废气处理系统

废气处理系统的功能在于废气经处理后的放射性在允许的排放水平之内。

废气处理系统是将与反应堆冷却剂相关容器排出的含氢废气，与空气接触的废水容器排出的含氧废气分别送进各自的废气处理系统处理。其后由核辅助厂房通风系统稀释后排至大气。

用缓冲罐收集来自与反应堆冷却剂相关的稳压器卸压箱、容积控制箱、疏水箱和脱气器的含氢废气。其上装有连续测氧的氧计。经压缩机压缩后进入衰变罐，压缩机前后装有汽水分离器，冷凝液排至核岛排气和疏水系统。衰变罐排气管装有气动阀，含氢废气靠风机抽吸经核辅助系统上游碘吸附器，再经空气稀释后排至烟囱。

含氧废气进入含氧废气处理系统后，靠风机吸送及调节空气进气闸门维持废气进口处为负压，以防废气污染所处房间，废气送加热器加热，使其相对湿度小于40%。其后经活性炭碘吸附器排入烟囱。

（14）固体废物处理系统

固体废物料主要有废树脂、浓缩液、各种过滤器芯及其他固体杂物。

固体废物处理系统对固体废物进行分类。废树脂按放射性活度水平分别收集于不同储槽内，每月用疏水疏松一次防止树脂结块。废树脂用水力输送至计量箱计量。对放射性强度较大的废树脂、浓缩液等废物，将它们与水泥、砂、石灰混合成干混合料，并包容在混凝土桶内，成均质固化块贮存。

放射性较强的过滤器芯作成湿混凝土料固化于混凝土桶内。而可压缩的低水平放射性固体、杂物压缩于金属桶内贮存。

要保证固体放射性废物贮存、衰变过程中的安全，防止撞击及自然灾害引发的放射性物质扩散的危险。

（15）核取样监测系统

核取样监测系统没有直接的安全功能，而输出的监测结果则是核反应堆工艺系统和安全系统控制的依据，因而属于安全系统。只有保持核电站的安全运行，才能延长它的使用寿命。主要对一、二回路系统的液体、气体样品进行取样分析、监测，包括化容系统、硼回收系统、核岛排气系统和废液处理系统等排放气体中N2、H2、O2和惰性气体等含量。例如，监测含氢量是否足够抑制加速材料腐蚀的氧，使其浓度维持在限值以下；是否有标志燃料元件包壳和一回路压力边界发生泄漏的裂变气体的释放；基于吸收镅铍源中子、中子束减弱的硼表监测溶液中，硼浓度是否符合相关系统反应堆冷却剂要求，等等，均可通过取样进行化学分析，以确定其准确值。

一回路中设置基于钯吸氢后产生电阻值变化原理的氢表，可监测加氢系统的稳定性。通过过滤器收集冷却剂中固体杂质含量，可判断系统设备材料的腐蚀状况。

蒸汽发生器二次侧及其排污系统取样、监测，视其pH值、氧含量及氯离子等有害杂质和铁的含量可评估其腐蚀状况，以便采取延寿措施。

在线监测材料腐蚀溶解量的阳离子导电度表（测量池前加变色树脂阳离子交换柱以去除给水中pH调节剂联胺及氨水的影响）和基于电化学测量的钠表的示值，是蒸汽发生器安全运行的重要指标。导电度表还可检测蒸汽发生器排污水除盐后再利用水的水质，检测阳床和混床树脂是否失效。

凝汽器钛传热板热交换器的泄漏、海水的渗入会使二回路水的Na+浓度和导电度（λ+）急剧升高，这会使系统内奥氏体不锈钢材料遭受严重的应力腐蚀。