国内核电站放射性水处理系统用水过滤器滤芯现状和探讨

核电站放射性水处理系统中,水过滤器滤芯主要用来去除以胶体形式存在于水中的腐蚀产物和悬浮的固体颗粒物,是保证电站稳定运行的重要设备。本文通过大量文献调研,对目前国内核电站放射性水处理系统所用水过滤器滤芯的规格尺寸和过滤精度、性能要求、性能鉴定方法、核电站滤芯应用情况,以及国内外开发现状进行了详细综述。随着我国核电的高速发展,国内应加快水过滤器滤芯的研制和国产化进程。     

AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯的研制

水过滤器滤芯主要用来去除以胶体形式存在于水中的腐蚀产物和悬浮的固体颗粒物,是保证水质、降低介质和环境的放射性水平、改善工作环境的核心关键备件。依据行业标准NB/T 20486,对第三代AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯进行国产化研制。本文对滤芯的结构、生产工艺过程和综合性能进行了详细介绍,所研制过滤精度为5 μm和20 μm的滤芯检测结果表明,滤芯的洁净压差均小于0.021 MPa,过滤效率均在99%以上,抗破裂压差值大于0.52 MPa,至少能承受45 kg的轴向载荷,耐辐照性能良好,各项性能指标均满足行业标准要求。     

评定核级水过滤器滤芯过滤性能的多次通过法试验台的设计与建立

详细介绍了评定核级水过滤器滤芯过滤性能的多次通过法试验台的设计和主要设备、部件、仪表的选择。通过大量的性能验证试验得出:本试验台满足标准滤芯最大水通量4.0 m3/h和最大抗破裂强度0.4 MPa的试验要求;试验系统颗粒分布均匀且稳定,基本满足每一取样间隔内给定尺寸颗粒数的测量值与平均值的偏离≤±15%的标准要求;试验尘注入系统所取各个样品的重量污染度与平均值的偏差基本控制在±5%以内,且平均值与理论值的偏差≤±10%,满足试验平均注入流量与预定注入流量的偏差≤5%的标准要求。     

AP1000核电机组主回路相关水过滤器滤芯更换和转运操作工艺研究及相关设备设计

在简要介绍AP1000核电机组主回路相关水过滤器及其相关设备概况的基础上,通过分析废滤芯从过滤器容器中取出、转运至废滤芯存放池以及新滤芯安装就位的整个操作工艺,提出滤芯更换和转运操作的工艺流程,相关设备的设计也贯穿于整个过程。合理的工艺与屏蔽完善的设备结合,可以最大限度地降低作业过程中人员的辐照风险,有效防止对操作设备和周围环境产生放射性污染。同时,就滤芯更换和转运过程中存在的问题为后续项目提出改进建议。     

循环水浸泡影响下的新型地坑过滤器抗震分析

安全壳地坑过滤器是核电厂专用的重要安全设施,用于在失水事故（LOCA）下收集安全壳内的泄漏水和喷淋水,以便再循环使用,从而保证安注泵和喷淋系统不被杂质损坏。为了对新型地坑过滤器结构的抗震性能进行分析,以其中的典型模块为例,采用ANSYS软件进行数值建模,并针对其在不同工况下进行了应力分析;地坑过滤器结构的附加水质量通过经验公式和试验的方法得到,在抗震分析中考虑了地坑过滤器结构周围流体对结构抗震性能的影响;并依据RCC-M规范对过滤器的滤筒和汇流槽进行了应力强度评定。该模块的计算结果表明,在不同工况下该新型安全壳地坑过滤器具有良好的抗震性能,满足规范的对强度的要求。     

核级过滤器滤芯的研制

研制的FRX-5,FRX-10两种型号的核级过滤器滤芯是用于秦山核电厂300MW机组一回路化学和容积控制,乏燃料池冷却和净化,蒸发器排污,硼回收等辅助系统的水质净化,以截留放射性腐蚀产物、机械杂质及破碎树脂。过滤器滤芯是采用聚丙烯材料骨架的纸质过滤元件。滤材的选用、骨架材料选取和粘结剂的研制经过了各项单项试验。加工成的滤芯又作了过滤器通量测定和模拟工况下的综合性能试验。各项性能和使用寿命基本上满足了设计要求。且具有制造工艺简单,产品价格低廉,便于废物处理的优点。现已批量生产,提交工程使用。     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

秦山第二核电厂通风过滤器运行管理

简要介绍了核电厂几种常用高效过滤器的结构，分析了过滤器压差测量不准确的原因以及采取的纠正措施，总结了秦山第二核电厂通风过滤器投入运营以来遇到的一些问题，对典型实例进行了剖析和经验反馈。     

提升核电厂核空气净化系统可靠性的策略研究

核电厂核空气净化系统的性能关乎事故工况下主控室可居留性和电厂排气放射性水平,其运行的可靠性受系统管路的密封性、碘吸附器性能、高效过滤器性能、电加热器控制策略、火灾报警正确率等方面的影响.本文从系统可靠性相关的各个方面进行研究并提出改进策略,以期提高核电厂核空气净化系统的运行可靠性.     

四项核电厂用技术标准通过审查

全国核仪器仪表标准化技术委员会第二分技术委员会于２００１年１０月１７～２１日在福建省武夷山市召开了标准审查会。来自全国１０个单位的１５名专家出席了会议。会议审查并一致通过了下列标准：（１）《核电厂安全系统电气设备质量鉴定》;（３）《核电厂用铅酸蓄电池第１部分容量确定》;（４）《核电厂备用电源用柴油发电机组准则》。大家认为,这些标准的实施对于实现核电厂的自主设计、实现核电厂设备的国产化,保证核电厂安全运行具有重要意义。四项核电厂用技术标准通过审查$核工业标准化研究所@张京长     

核电厂非放射性污水排放执行标准的探讨

根据核电厂非放射性污水的特点,探讨了现有污水排放标准对核电厂非放射性污水排放的适用性问题,建议在目前阶段应主要依据《城镇污水处理厂污染物排放标准》(GB18918—2002)执行排放,并提出有必要开展核电厂非放射性污水排放标准的研究和编制。     

浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

对于运行核电厂来说,重要厂用水系统与质量和安全密切相关.核电厂重要厂用水系统用于导出设备冷却水系统所传输的热量,将其输送到海水中,因此是核岛的最终热阱.本文描述了当前我国大部分核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的配置现状,分析了包括美国、法国以及国际原子能机构对于重要厂用水系统设计要求的相同点与不同点,...     

压水堆核电站集体剂量控制策略

集体剂量是核电运行业绩重要指标之一,需要通过管理措施和技术手段促使其呈良好的下降趋势。降低集体剂量是遵循辐射防护最优化原则的重要体现。影响集体剂量的因素是全流程的,包括核电站的设计、设备制造和安装、机组调试和运行阶段的控制等;影响集体剂量的因素也是全方位的,包括辐射源项的控制情况、年度检修工作量的多少、检修工作效率的高低等。本文通过对集体剂量影响因素的梳理分析,总结出降低核电站集体剂量主要从辐射源项控制(例如通过实施一回路设备易活化材料的替代换型、水化学控制减少一回路设备腐蚀、一回路水过滤器滤芯升级提高净化效率等措施,控制辐射源项)与放射性作业人工时控制(例如通过维修大纲的优化调整,优化延长设备的检修周期;提高设备可靠性,降低故障率,以减少检修工作量;通过提升工作人员技能、通过机械化和智能化技术的应用,提高工作效率等)两个方面开展工作。同时,不论是控制辐射源项,还是控制放射性作业人工时,均需要从组织管理上足够重视和给予管理政策的支持。     

我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准体系研究

为了适应我国核电快速发展新形势下环境辐射安全监督管理要求,并更好地指导核电厂的流出物监测和辐射环境监测工作的开展,需要对现有监测标准体系进行梳理和分析,推动标准体系的完善。本文分析了目前我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准的技术要求,提出了我国现行标准体系需要补充和修订的标准清单及修订和完善的建议,为加强和完善我国核电厂流出物监测和辐射环境监测的监督管理提供参考借鉴。     

我国核电厂选址标准研究走向的思考

简要回顾了核动力厂选址适宜性准则的建立与发展,介绍了核动力厂厂址评价的新进展,探讨了核动力厂选址标准研究的走向。在制定我国核动力厂选址标准中,应优先建立厂址适宜性准则,包括厂址安全、环境保护和应急准备的各种要素,以指导厂址评价。     

中美核电厂流出物监测与排放管理要求对比分析

对我国和美国核电厂流出物的监测和排放管理要求进行了对比分析,指出我国在法规标准方面需要进行修订和完善之处,提出参考借鉴美国的经验对我国核电厂流出物监测和排放管理要求进行规范的建议。     

缺乏受纳水体区域核电厂液态流出物液转气排放的概念和应用原则

随着国家标准GB 6249—2011和GB 14587—2011的颁布实施,对具有受纳水体的内陆核电厂相关管理要求基本完善。近年来,一些核电集团公司陆续在缺乏受纳水体区域开展核电厂选址工作。本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,提出了液态流出物液转气排放概念,设想了几种液转气排放工艺,研究提出了液转气排放应用原则。     

Corrosion mitigation in coolant systems in nuclear power plants

Nuclear power plants have suffered various failures through corrosion causing economic losses, increasing the radiation exposure to personnel and increasing the possibility of environmental risk. Many examples of different corrosion mechanisms and their consequences for nuclear power plant (NPP) working conditions are recognized and described. Nevertheless, several issues related to the corrosion of materials used for NPP constructions are still unexplained. This paper gives short, basic information about selected methods of the corrosion reduction and corrosion inhibitors used in coolant systems in nuclear power plants, mainly in pressurized water reactors PWRs and boiling water reactors BWRs. Present data are based in the open scientific and technical literature since 1990.     

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。