CN111624297A - 一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***及方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***及方法，涉及核电安全评估领域，包括：溶解反应***；设置于所述溶解反应***内的若干反应罐；所述反应罐的罐体为不锈钢；所述不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件；所述五个贯穿件为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口；还包括：通过所述注液口与所述反应罐连接的进样***；通过所述取样口与所述反应罐连接的取样***；与所述反应罐连接的沉淀***；可对所述溶解反应***和所述取样***进行控制的控制***。借助本发明所提供的***及方法可获得事故后安全壳内材料在特殊水化学条件下的溶解和沉淀的试验数据。

Description

一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***及方法

技术领域

本发明涉及核电安全评估领域，尤其涉及一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***及方法。

背景技术

核电站安全壳地坑是压水堆核电站安全注入***和安全壳喷淋***(CSS)的重要组成部分。安全壳地坑的用处，首先在于发生冷却剂丧失事故(LOCA)时，能够收集安全注入***和安全壳喷淋***释放的液体，其次，在换料水箱用尽时，可以为专设安全设施提供备用冷却水源。

安全壳地坑设有滤网，用于过滤严重事故后随着冲刷、脱落而流入地坑的各种碎片和杂物。LOCA事故发生后，安全壳内大量的电器元件、辅助设备等在事故中受到冷却剂、喷淋液、缓冲剂的浸泡和淋洗而发生各类化学反应，从而形成化学碎片。一方面，大颗粒的化学碎片覆盖在滤网上，增加了地坑滤网的压头损失，影响地坑的再循环功能，从而影响堆芯长期冷却。另一方面，小颗粒的化学碎片会通过循环泵进入一回路冷却剂中，从而影响反应堆运行安全。

中国专利CN 104934081 B报道了一种评估压水堆核电厂事故后化学效应的方法，该方法使用理论模型，对压水堆核电厂事故后化学沉淀物的类型和产量进行了理论计算，为地坑过滤器性能、紧急堆冷却***和安全壳喷淋***的再循环功能可靠性提供理论评估依据。中国专利CN 108361375 B报道了一种用于核电厂化学效应研究的可视化分段密封筒体，该筒体可用来观察地坑滤网前后端的试验现象。

但是，国内目前仍缺乏事故后安全壳内材料在特殊水化学条件下的溶解与沉淀的试验数据。如何设计试验***，通过试验数据分析事故后发生的溶解与沉积化学反应，是一个亟待解决的问题。

因此，本领域的技术人员致力于开发一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***及方法，解决现有技术中存在的事故后安全壳内材料在特殊水化学条件下的溶解与沉淀的试验数据缺失问题。

发明内容

有鉴于现有技术的上述缺陷，本发明所要解决的技术问题是如何获得可靠的试验数据，来评估安全壳内电器元件和辅助设备在模拟安全壳事故环境下的溶解沉淀性能。

为实现上述目的，本发明提供了一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，包括：

溶解反应***；

设置于所述溶解反应***内的若干反应罐；

所述反应罐的罐体为不锈钢；

所述不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件；

所述五个贯穿件为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口；

还包括：

通过所述注液口与所述反应罐连接的进样***；

通过所述取样口与所述反应罐连接的取样***；

与所述反应罐连接的沉淀***；

可对所述溶解反应***和所述取样***进行控制的控制***。

进一步地，所述反应罐外套一层加热带，通过所述加热带实现所述反应罐的温度可控。

进一步地，所述反应罐内部贴合设置一开口聚四氟乙烯内罐。

进一步地，所述反应罐还包括：反应罐固定夹板、反应罐盖板、O型真空用橡胶密封圈、连接螺母块、螺栓套管、等长双头螺柱和I型六角螺母。

进一步地，所述溶解反应***还包括：固定座、电机、偏心轮毂、连杆、连接轴、挡圈、螺纹推杆、托盘连接块、反应罐拖板、铸铝加热板、隔热木板和陶瓷纤维棉。

进一步地，所述进样***设置有若干组水箱，所述每组水箱包括若干个水箱；所述水箱配置有加热器；所述水箱通过分水器和给水电磁阀与所述注液口连接。

进一步地，所述取样***通过取样电磁阀和蠕动泵与所述取样口连接；所述取样***连接所述控制***的PLC控制台，在预设的取样时点进行取样。

进一步地，所述沉淀***包括若干沉淀反应锥，通过回路出口管线和所述蠕动泵将所述反应罐中的溶液抽入所述沉淀反应锥中进行沉淀。

进一步地，所述回路出口管线使用1/8管；所述回路出口管线浸泡于60℃恒温水浴环境。

本发明还提供了一种基于权1至权9中任意一项所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***的评估方法，所述方法包括以下步骤：

步骤一、将待测材料放入所述溶解反应***；

步骤二、通过所述进样***向所述溶解反应***中分别加入pH＝4的硼酸溶液、pH＝8的氢氧化钠溶液、pH＝12的氢氧化钠溶液；

步骤三、通过所述控制***使所述溶解反应***中的反应温度在25℃～200℃之间可调并同时进行溶解反应；

步骤四、通过所述取样***对所述溶解反应***中的溶液进行周期取样并分析其化学组成，获取所述待测材料中元素的溶解释放曲线；

步骤五、在所述步骤三中的所述溶解反应结束后，将所述溶液导入所述沉淀***，分别进行水冷沉淀、磷酸三钠调节沉淀、氢氧化钠沉淀、不同溶解材料溶液之间的混合沉淀；

步骤六、将溶解后的所述待测材料取出，分析质量的变化，获取溶解速率曲线；

步骤七、分析沉淀物的化学组成，评估事故后化学物之间的相互作用效应。

本发明实施例中提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：

1、通过提供了一套可模拟核电厂事故后安全壳地坑化学效应的台架试验***及事故后安全壳内材料溶解与沉淀性能的分析方法，可模拟核电厂事故发生初期材料在pH＝4的硼酸溶液中不同温度下(25゜C～200゜C)的溶解释放行为，以及模拟喷淋***喷出氢氧化钠(pH＝8，pH＝12)在不同温度下(25゜C～200゜C)材料的溶解释放行为，获得事故后安全壳内材料在特殊水化学条件下的溶解的试验数据。

2、通过在***沉淀反应部分模拟不同的沉淀行为，比如单一工况下溶解物的自然冷却沉淀行为(pH＝4、8、12)、复杂工况下的冷却沉淀行为(pH＝4与pH＝12/pH＝8的溶液混合沉淀)、触发安全壳TSP(磷酸三钠)调节篮(TSP调节沉淀溶液pH至7-8)后的沉淀行为，获得事故后安全壳内材料在特殊水化学条件下的沉淀的试验数据。

以下将结合附图对本发明的构思、具体结构及产生的技术效果作进一步说明，以充分地了解本发明的目的、特征和效果。

附图说明

图1是本发明的一个较佳实施例的装配图；

图2是图1所示实施例的示意图；

图3是图1所示实施例的原理图；

图4是图1所示实施例的实物图；

图5是本发明的一个较佳实施例的反应罐结构示意图；

图6是图5所示实施例的溶解反应***示意图；

图7是本发明的一个较佳实施例的沉淀***示意图；

图8是碳钢在pH＝4的硼酸溶液中75℃时的溶解释放曲线；

图9是碳钢在pH＝4的工况下溶出物的水冷沉淀图；

图10是碳钢溶出物经TSP调节pH后溶出物的沉淀图；

图11是pH＝4的碳钢溶出物与pH＝12的含硼硅树脂溶出物混合沉淀图。

其中，1-溶解反应***、1001-反应罐固定夹板、1002-反应罐盖板、1003-O型真空用橡胶密封圈、1004-连接螺母块、1005-螺栓套管、1006-等长双头螺柱、1007-I型六角螺母、1008-反应罐、1009-反应罐内胆、1010-固定座、1011-电机、1012-偏心轮毂、1013-连杆、1014-连接轴、1015-挡圈、1016-螺纹推杆、1017-托盘连接块、1018-三角形固定块、1019-反应罐拖板、1020-铸铝加热板、1021-固定轨道、1022-隔热木板、1023-陶瓷纤维棉、2-***支架及自动进/取样***、3-沉淀***、3001-水浴水槽、3002-沉淀反应锥、3003-反应沉淀锥固定支架、3004-40×40×240型材、3005-40×40角件、3006-40×80×800型材、3007-地脚支撑、3008-40×40×1640型材、3009-40×40×1120型材、4控制***。

具体实施方式

以下参考说明书附图介绍本发明的多个优选实施例，使其技术内容更加清楚和便于理解。本发明可以通过许多不同形式的实施例来得以体现，本发明的保护范围并非仅限于文中提到的实施例。

在附图中，结构相同的部件以相同数字标号表示，各处结构或功能相似的组件以相似数字标号表示。附图所示的每一组件的尺寸和厚度是任意示出的，本发明并没有限定每个组件的尺寸和厚度。为了使图示更清晰，附图中有些地方适当夸大了部件的厚度。

实施例一

如图1和图2所示，为本发明实施例提供的一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，包括：

溶解反应***1、***支架及自动进/取样***2、沉淀***3和控制***4。

其中，***支架及自动进/取样***2包括***支架、自动进样***和自动取样***，***支架及自动进/取样***2的宽度为1800毫米，高度为1500毫米。

其中，沉淀***3的宽度为1200毫米，高度为1783.50毫米。

其中，控制***4的宽度为600毫米，高度为2000毫米。

溶解反应***1位于***支架及自动进/取样***2上，沉淀***3和控制***4分别位于***支架及自动进/取样***2的两侧，各与***支架及自动进/取样***2保持200毫米的距离。

溶解反应***1、***支架及自动进/取样***2、沉淀***3和控制***4都置于地面之上。

如图3、图4、图5和图6所示，在溶解反应***1内设置有若干反应罐1008。

其中，反应罐1008的罐体为不锈钢；

不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件，分别为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口，通过以上部件，实现自动快速加注溶液、自动定期取样、保持试验环境稳定的功能。

反应罐1008外套一层加热带，通过加热带实现反应罐1008的温度可控。

反应罐1008的内部贴合设置反应罐内胆1009，为一开口聚四氟乙烯内罐，可以减少罐体的腐蚀溶解并避免金属接触产生的电偶腐蚀。

该台架试验***还包括：

通过注液口与反应罐1008连接的进样***；

通过取样口与反应罐1008连接的取样***；

沉淀***3与反应罐1008连接；

控制***4可对溶解反应***1和取样***进行控制。

实施例二

在实施例一的基础上，反应罐1008还包括进行固定和连接的多个装置：反应罐固定夹板1001、反应罐盖板1002、O型真空用橡胶密封圈1003、连接螺母块1004、螺栓套管1005、等长双头螺柱1006和I型六角螺母1007(如图5所示)。

其中，包括12个反应罐1008，反应罐1008为1.5L的反应罐。

溶解反应***1还包括：固定座1010、电机1011、偏心轮毂1012、连杆1013、连接轴1014、挡圈1015、螺纹推杆1016、托盘连接块1017、三角形固定块1018、反应罐拖板1019、铸铝加热板1020、固定轨道1021、隔热木板1022和陶瓷纤维棉1023(如图6所示)。

如图3所示，进样***设置有若干组水箱，每组水箱包括若干个水箱；水箱配置有加热器；水箱通过分水器和给水电磁阀与注液口连接。

一般情况下，共设置4组5L串联带加热器的水箱，可提供20L试验用溶液，两个为一组。每一组水箱通过分水器和给水电磁阀与反应罐1008连接，每一组连接六个反应罐1008，可以实现11种待测样品的同时试验，同时留一个空白反应罐用于检验管路和零部件的腐蚀产物释放。

实施例三

在实施例二的基础上，取样***通过取样电磁阀和蠕动泵与取样口连接(如图3所示)；取样***连接控制***4的PLC控制台，在预设的取样时点进行取样，可以设置取样体积，也可实现自动、批量、定量取样。

控制***4，也称为试验环境控制***，包括PLC控制机柜以及水化学反应在线记录软件，在需要取样的时间点可以通过PLC控制台设置取样体积，可实现自动、批量、定量取样。水化学反应***可在线记录温度、压力等反应参数。

如图7所示，沉淀***3包括水浴水槽3001、沉淀反应锥3002、反应沉淀锥固定支架3003、40×40×240型材3004、40×40角件3005、40×80×800型材3006、地脚支撑3007、40×40×1640型材3008、40×40×1120型材3009。

其中，沉淀反应锥3002有若干个，在溶解反应结束后，通过回路出口管线和蠕动泵将反应罐1008中的溶液抽入沉淀反应锥3002中进行沉淀。为合理控制流速，防止冷却不充分，回路出口管线均使用1/8管，防止流量过大，并将电磁阀前的管线浸泡于60℃恒温水浴环境中，保证温度稳定。

实施例四

本发明还提供了一种基于前面任何一个实施例所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***的评估方法，该方法包括以下步骤：

步骤一、将待测材料放入所述溶解反应***1；

步骤二、通过所述进样***向所述溶解反应***1中分别加入pH＝4的硼酸溶液、pH＝8的氢氧化钠溶液、pH＝12的氢氧化钠溶液；

步骤三、通过所述控制***4使所述溶解反应***1中的反应温度在25℃～200℃之间可调并同时进行溶解反应；

步骤四、通过所述取样***对所述溶解反应***1中的溶液进行周期取样并分析其化学组成，获取所述待测材料中元素的溶解释放曲线；

步骤五、在所述步骤三中的所述溶解反应结束后，将所述溶液导入所述沉淀***3，分别进行水冷沉淀、磷酸三钠调节沉淀、氢氧化钠沉淀、不同溶解材料溶液之间的混合沉淀；

步骤六、将溶解后的所述待测材料取出，分析质量的变化，获取溶解速率曲线；

步骤七、分析沉淀物的化学组成，评估事故后化学物之间的相互作用效应。

在上述试验过程中，包括两种取样：溶解取样(步骤四)和沉淀取样(步骤六)。

在上述试验过程中，受水淹、淋洗的待测材料包括Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体。使用台架试验***，评估核电厂冷却剂丧失事故后安全壳内受水淹、淋洗的材料的溶解与沉淀。使用评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，可通过试验分析事故后安全壳内各类受淹没/淋洗的材料在不同事故工况下的溶解、沉淀行为，从而为事故后化学效应的评估提供数据支持。

在上述实施例中，溶解***可模拟核电厂冷却剂丧失事故发生初期Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体在pH＝4的硼酸溶液中，不同温度下(25゜C～200゜C)的溶解释放行为。

该溶解***也可模拟核电厂冷却剂丧失事故发生后，喷淋***喷出氢氧化钠溶液，Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体在pH＝8、pH＝12的氢氧化钠溶液中，不同温度下(25゜C～200゜C)的溶解释放行为。

沉淀***可模拟核电厂冷却剂丧失事故发生后，Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体在pH＝4的硼酸溶液中溶出物的沉积行为。

该沉淀***也可模拟核电厂冷却剂丧失事故发生后，Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体在pH＝8、pH＝12的氢氧化钠溶液中溶出物的沉积行为。

该沉淀***也可模拟核电厂冷却剂丧失事故发生后，Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体在pH＝4的硼酸溶液中溶出物经磷酸三钠调节pH到8后的沉积行为。

该沉淀***也可模拟核电厂冷却剂丧失事故发生后，复杂工况下，Al、Zn、锌涂层、碳钢、无碱玻璃布、灯罩玻璃、视窗玻璃、防火金属钢板、混凝土、含硼硅树脂、云母及它们的混合体在pH＝4的硼酸溶液中溶出物、pH＝8的氢氧化钠溶液中的溶出物、pH＝12的氢氧化钠溶液中的溶出物，两者或者三者混合的沉积行为。

因为安全壳内地坑材料种类较多，下面以碳钢为代表，对本发明进行说明。

实施例五

pH＝4与pH＝12环境下碳钢的溶解试验，步骤如下：

1)清洗容器管路：将反应罐1008、总水箱拆下，并冲洗内部，清洁后将罐体和水箱接入回路，打开所有阀门和出口并加热，使用60℃超纯水冲洗；

2)置入碳钢：清洁后使用氩气排空残余水，并打开反应罐1008，清空残留液体，将碳钢试样放置入反应罐1008，并避免与金属过滤器直接接触，共12个待测样品；

3)试验环境准备：将pH＝4的硼酸溶液(模拟核电厂冷却剂丧失事故发生初期，一回路冷却剂泄露至安全壳内)注入图3所示的总水箱1和总水箱2，共计10L；将pH＝12的氢氧化钠溶液(模拟核电厂冷却剂丧失事故发生后，喷淋***喷出氢氧化钠溶液)注入图3所示总水箱3和总水箱4，共计10L。打开给水电磁阀，将溶液注入反应罐1008；

4)反应罐升温：每组六个反应罐1008，模拟三个温度(75℃、120℃、145℃)，两两为平行试样。待温度升到目标值并稳定后，开始试验计时；

5)定期取样：10min、20min、30min、60min、90min各取20mL水样，用于水质检测，分析碳钢在模拟事故工况下的溶解释放速率，如图8所示。取样的出水管线浸泡于60℃恒温水浴环境中，通过控制面板打开取样电磁阀和蠕动泵，先排出少量试验溶液，润湿出口管壁，避免管线残留物对测量结果产生影响，之后将取样管与取样出口接通，操作控制面板完成自动定量取样，每个时间点各取两管水质样品，密封暂存。

实施例六

水冷沉淀试验：待实施例五中90min溶解试验结束后，停止加热。如图3所示，将取样出口与沉淀反应锥3002接通，操作控制面板完成自动定量取样，取样量300mL。取样结束后，将沉淀反应锥3002放置在25℃恒温水箱中，沉淀过程中定期观察样品情况，通过拍照记录沉淀体积、溶液颜色等，并通过文字描述记录，在30min、60min进行观察拍照，在8小时后进行最终的沉淀境况记录，如图9所示。若有沉淀，取沉淀物，干燥后称量并进行化学成分分析。

实施例七

磷酸三钠(TSP)沉淀试验：针对实施例五中pH4浸泡试验的溶液，完成实施例六的沉淀取样后，取溶液150mL，并向沉淀反应锥3002中注入TSP缓冲液，调整pH＝8，之后进行冷却沉淀，定期观察拍照，如图10所示。若有沉淀，取沉淀物，干燥后称量并进行化学成分分析。

实施例八：

复杂工况下的混合沉淀试验：按照实施例五的步骤，将碳钢、无碱玻璃布(安全壳内电缆中的材料)、防火金属钢板(由两块冲孔钢片强压在纤维水泥构成的合成防火板)放在145℃的pH＝4的硼酸溶液反应罐1008中进行溶解释放，将含硼硅树脂(RV保温层及CA31模块中非金属材料)放在145℃的pH＝12的氢氧化钠溶液反应罐1008中进行溶解释放。90min溶解试验结束后，将碳钢-无碱玻璃布两种试验溶液取样出口通入同一沉淀反应锥3002，通过控制面板从两溶液中各取150mL，将沉淀反应锥3002放置于25℃水浴环境中进行混合冷却沉淀；同上，将碳钢-防火金属钢板两种试验溶液进行混合沉淀；将碳钢-含硼硅树脂两种试验溶液进行混合沉淀，如图11所示。定期观察拍照，若有沉淀，取沉淀物，干燥后称量并进行化学成分分析。

以上详细描述了本发明的较佳具体实施例。应当理解，本领域的普通技术无需创造性劳动就可以根据本发明的构思作出诸多修改和变化。因此，凡本技术领域中技术人员依本发明的构思在现有技术的基础上通过逻辑分析、推理或者有限的实验可以得到的技术方案，皆应在由权利要求书所确定的保护范围内。

Claims (10)

1.一种评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，包括：

溶解反应***；

设置于所述溶解反应***内的若干反应罐；

所述反应罐的罐体为不锈钢；

所述不锈钢罐体的上方设置有五个贯穿件；

所述五个贯穿件为热电偶、电导液位计、注液口、取样口、压力管道接口；

还包括：

通过所述注液口与所述反应罐连接的进样***；

通过所述取样口与所述反应罐连接的取样***；

与所述反应罐连接的沉淀***；

可对所述溶解反应***和所述取样***进行控制的控制***。

2.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述反应罐外套一层加热带，通过所述加热带实现所述反应罐的温度可控。

3.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述反应罐内部贴合设置一开口聚四氟乙烯内罐。

4.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述反应罐还包括：反应罐固定夹板、反应罐盖板、O型真空用橡胶密封圈、连接螺母块、螺栓套管、等长双头螺柱和I型六角螺母。

5.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述溶解反应***还包括：固定座、电机、偏心轮毂、连杆、连接轴、挡圈、螺纹推杆、托盘连接块、反应罐拖板、铸铝加热板、隔热木板和陶瓷纤维棉。

6.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述进样***设置有若干组水箱，所述每组水箱包括若干个水箱；所述水箱配置有加热器；所述水箱通过分水器和给水电磁阀与所述注液口连接。

7.如权利要求1所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述取样***通过取样电磁阀和蠕动泵与所述取样口连接；所述取样***连接所述控制***的PLC控制台，在预设的取样时点进行取样。

8.如权利要求7所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述沉淀***包括若干沉淀反应锥，通过回路出口管线和所述蠕动泵将所述反应罐中的溶液抽入所述沉淀反应锥中进行沉淀。

9.如权利要求8所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***，其特征在于，所述回路出口管线使用1/8管；所述回路出口管线浸泡于60℃恒温水浴环境。

10.一种基于权1至权9中任意一项所述的评估核电厂事故后化学效应的台架试验***的评估方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：

步骤一、将待测材料放入所述溶解反应***；

步骤二、通过所述进样***向所述溶解反应***中分别加入pH＝4的硼酸溶液、pH＝8的氢氧化钠溶液、pH＝12的氢氧化钠溶液；

步骤三、通过所述控制***使所述溶解反应***中的反应温度在25℃～200℃之间可调并同时进行溶解反应；

步骤四、通过所述取样***对所述溶解反应***中的溶液进行周期取样并分析其化学组成，获取所述待测材料中元素的溶解释放曲线；

步骤五、在所述步骤三中的所述溶解反应结束后，将所述溶液导入所述沉淀***，分别进行水冷沉淀、磷酸三钠调节沉淀、氢氧化钠沉淀、不同溶解材料溶液之间的混合沉淀；

步骤六、将溶解后的所述待测材料取出，分析质量的变化，获取溶解速率曲线；

步骤七、分析沉淀物的化学组成，评估事故后化学物之间的相互作用效应。

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