秦山核电站放射性废物处理系统的调试

简述了秦山300MW核电站放射性废物处理系统调试的主要项目、调试方法、调试过程发现的主要问题的处理、调试的结果和评价。放射性废气的处理采用压缩贮存和过滤的工艺流程。废气处理系统主要转动设备是膜式压气机。调试中,独创膜片充气法,在不损坏膜片的条件下,验证膜片破损报警和联锁停机的功能。放射性废液的处理采用蒸发和离子交换的工艺流程。系统试验项目比较多,主要有液位高值、低值报警;压力高值报警;液位、压力、温度与泵、阀门的联锁;蒸发序列的主要工艺控制参数的自动调节性能试验。调试中大量参数值采用模拟法试验,快速准确,节省大量试验时间和费用。水泥固化系统是将放射性浓缩液和水泥在200L固化物桶内混合并使之凝固。调试过程中,对水泥固化工艺参数进行大量对比试验和固化物性能测试,选择适宜的工艺参数值,改善了系统的运行性能。     

“华龙一号”废气处理系统活性炭延迟衰变工艺研究

为提高放射性废气处理的安全性,推动"华龙一号"走出去的国家战略以及打破国际市场一些国家的政策限制,对"华龙一号"废气处理系统采用活性炭延迟衰变工艺进行研究。"华龙一号"废气主要来源于一回路裂变产物氪(Kr)和氙(Xe)等放射性惰性气体。目前,AP1000和EPR等三代核电站对其采用活性炭延迟衰变。通过研究温度、压力、相对湿度、流速以及活性炭床长径比等参数对活性炭动态吸附性能的影响,并设计"华龙一号"废气处理系统活性炭延迟衰变处理的工艺流程。     

放射性废液贮槽多样化液位报警系统的设计及应用

为有效预防放射性废液贮槽发生放射性物质泄漏,采用液位测量和报警系统进行监测。将增量报警技术与传统技术相结合,设计了多样化液位报警系统。测试数据和实用效果表明:报警系统功能强大、性能可靠精准,可在贮槽内任意液位高度发生异常液位变化时,准确预警,自动记录报警信息,有效地预防放射性物质泄漏。     

CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。     

核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺参数分析

核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺中活性炭吸附系数受多种因素影响,基于活性炭延滞处理工艺,分析温度、湿度、气体浓度和气体流速等参数对放射性气体(氪和氙)吸附系数的影响,重点分析探讨AP1000核电厂放射性废气处理系统工艺参数的合理性,并提出优化设计建议。分析表明:AP1000核电厂放射性废气处理工艺活性炭选型需兼顾吸附容量、吸附选择性和使用寿命等因素;通过将吹扫气流速控制在0.1~0.7 cm/s,适当降低气体冷却器的冷冻水温度,确保气体相对湿度低于25%以及适度增加系统操作压力等方式,可以提高废气处理系统对放射性废气的处理效果。     

田湾核电放射性废物处理中心调试

田湾核电放射性废物处理中心(T4UKT)是田湾核电放射性废物集中处理设施,设计为田湾1～6号机组服务。由于工程滞后,系统调试进度压力较大。通过安装、调试优化,有效缩短了工期,系统实际调试工期5个多月,不到国内同类设施实际调试工期的三分之一。本文简单介绍了T4UKT主工艺系统和调试经验,以及调试期间主要缺陷处理。     

不同工况下活性炭吸附放射性惰性气体性能的初步研究

活性炭吸附滞留工艺是核电站处理放射性惰性气体的技术发展方向之一。本文介绍了活性炭吸附放射性惰性气体Kr和Xe的原理及其主要物理参数。通过不同运行条件下对活性炭的吸附性能进行测试,结果表明活性炭的吸附性能受到气流温度、压力、流速和湿度等多方面因素影响。过高气体温度、湿度和过低的流速导致活性炭吸附性能下降,适当提升系统运行压力有利于提高活性炭的吸附能力。研究结果可指导核电站项目中废气处理系统的设计,通过合理控制滞留系统的运行条件可以保障活性炭的吸附性能和使用寿命。     

放射性废液蒸发系统的操作条件选择

在对放射性废液蒸发处理系统进行调试过程中,通过调节废液上料量、蒸汽发生器液位、一次蒸汽流量等系统参数来改变系统运行工况,得出各工况下的净化系数,分析系统净化效果的影响因素。调试结果表明:对于该系统,蒸汽发生器液位在500mm时净化系数最高;蒸发量为1m3/h时,净化系数最高;系统在变工况运行时产生波动,净化系数降低。系统原有两条控制联锁,为一次蒸汽流量与预热器出口温度、一次蒸汽流量与蒸汽发生器液位的联锁,仅此两条联锁对于系统的稳定性不够,且一次蒸汽控制液位的控制方式灵敏性差,滞后严重。文章通过分析系统运行各参数的关系,从系统运行稳定性和净化效果的角度,提出对该系统控制方式的合理改进——调整蒸汽发生器液位与上料量联锁控制。     

某同位素生产线放射性废气处理系统设计

为确保某同位素生产线项目产生的气态放射性流出物能满足排放标准,根据释放源项及气体流量,对比了加压衰变法与滞留床吸附法的优缺点。借鉴国内核电站放射性废气处理系统的工艺设计,提出了“碱洗+冷冻除湿+吸附干燥+活性炭滞留”联合工艺。文章中详细介绍了处理工艺流程、主要设备的参数设计及滞留床活性炭用量的优化计算,对废气处理装置的功能、系统流程、系统配置、布置方案等进行阐述,给出装置总体设计方案。装置设计完毕后进行了相应的试验,单床滞留时间4.6 h(以Kr-85计),优于设计值。干燥装置压降在216~274 Pa之间、滞留装置单床压降在183~310 Pa之间,均满足设计指标要求,在安全性、经济性和可实施性方面作到了较好的综合平衡。     

加压贮存和活性炭吸附在核电站放射性废气处理中的应用

加压贮存和活性炭吸附是目前国内处理压水堆核电站放射陛废气最常用的两种方法。以大亚湾核电站和田湾核电站的放射性废气处理系统为例,并结合国内其他核电机组同类系统,分别介绍这两种方法在国内核电站的应用情况,并分析它们各自的优缺点：加压贮存系统结构简单但设备体积庞大,适合处理流量变化较大的放射性废气;活性炭吸附具有安全性高,操作简单的特点,适合于处理流量较小的放射性废气。     

多用途放射性废物焚烧系统的工艺流程

本文介绍了多用途放射性废物焚烧系统的工艺流程。该系统工艺流程主要包括废物前处理、焚烧和烟气净化三部分，所处理的废物包括固体可燃废物、废树脂和废油。固体废物（包括树脂）采用热解焚烧、废油采用灞雾焚烧工艺路线，各类废物共用的烟气净化采用干法除尘和湿法吸收相结合的工艺路线。     

核电厂放射性贮存池钢覆面检漏系统关键设计参数分析与研究

检漏系统是长期放射性贮存池钢覆面的重要组成部分。为确定检漏系统的关键设计参数,采用风险分析、流体力学理论计算等方法开展分析研究,并基于某三代核电厂乏燃料水池钢覆面检漏设计开展实证分析,确定了乏燃料水池钢覆面检漏系统的检漏回路数量、最大泄漏量、检漏管道坡度和响应时间。同时,通过与乏燃料水池冷却和处理系统的设计补水能力及液位报警情况进行比对,结果表明乏燃料水池工艺设计上留有充足裕量。     

地下核电厂三废处理方案研究

根据放射性废物源项及地下核电厂房布置特点,对放射性废物处理厂房进行初步规划。在核辅助厂房内布置放射性废气和废液的处理单元,在地面建立厂址废物处理设施处理固体废物和浓缩液。制定了放射性废物的处理技术方案。介绍了严重事故下放射性废液和废气的封堵、隔离和处理措施以及移动式废液处理装置和移动式废气处理装置的单元构成。严重事故下释放的放射性废气和废液能得到有效的封堵、隔离和处理。     

CPR1000机组固体废物处理系统及其调试

CPR1000核电机组固体废物处理系统负责电站运行期间产生的各类固体放射性废物的收集、贮存及处理,系统涉及水泥固化、混凝土固定、超级压缩处理等废物处理工艺。本文就系统处理源项、系统工艺流程、系统调试启动进行介绍,并着重就CPR1000机组固体废物处理系统与目前国内其它电站的差异性进行论述,对其存在的不足及后续系统改进优化提出合理化提议。     

活性炭滞留放射性惰性气体应用与影响因素研究现状

探讨了国内不同堆型核电站放射性废气处理系统技术使用现状,不同影响因素对活性炭滞留惰性气体性能的影响以及活性炭性能试验验证可行性。结果表明,系统压力越高、温度及气流相对湿度越低,动态吸附系数越大;一定范围的气流比速、炭床长径比与惰性气体、CO2、氟利昂以及甲烷浓度对动态吸附系数的影响可以忽略;可采用活性炭样品动态吸附系数测定法进行系统性能评价。     

用γ射线控制液位的单井自动量油系统

介绍了一种计算机控制的油田单井自动量油系统，它利用γ射线和闪烁探测器来控制量油器中的液位，用高精度的差压器测量油水混合液的压力，计算机按程序控制打开和关闭通向量油容器的阀门，自动控制进液和排液，记录容器内液体到达控制液位的时间，并计算出含水率和油井每天的平均产量和累计产量，该系统可随意设定规模大小，最多可以对15口油井进行计量，另外还可以实时监测输油管道的温度和压力，并具有报警功能，在量油过程中可实时显示工艺流程，根据需要可输出生产报表，并通过调制解调器将数据上传，采用Windows98操作系统平台非常方便的用户界面，可在线输入各种参数和进行系统标定。     

核电厂放射性废液防堵塞液位检测系统研究

核电厂内放射性废液处理系统的吹气式液位测量仪表频繁堵塞,导致放射性废液液位失去监测,影响放射性废液处理效率。针对该问题,新增自动吹扫装置用于吹气式液位测量仪表引压管的预防性吹扫。依据吹气式液位仪表测量气路组成和堵塞周期,将自动吹扫装置的吹扫气路与测量气路重新组合,吹扫逻辑通过设置吹扫工作启动和停止的先后顺序和时间间隔,每次只吹扫一路测量气路,保证了吹扫工作中仪表的测量功能不受影响。模拟测试结果表明,自动吹扫装置解决了吹气式液位测量仪表管路频繁堵塞的问题,最终保证放射性废液液位监测功能连续可用。     

核电厂凝结水泵机械密封失效分析

秦山第二核电厂3号机组自306大修以来,3号主控间断出现轴封冷却器液位高报警,频率5～6次每小时。轴封冷却器液位若出现不可控,冷凝水进入轴封冷却器排风机导致汽轮机轴封系统失效汽轮机蒸汽外漏,机组将被迫进行停机处理。文章通过凝结水泵第二道机械密封水压力无法达到以往运行经验值的现象为突破口,结合轴封冷却器的疏水原理、凝结水泵机械密封的运行原理,通过现场一系列的分析试验,最终确定导致轴封冷却器液位高报警的根本原因为3号凝结水泵机械密封内漏。通过对3号凝结水泵机械密封的检修更换,解决了轴封冷却器液位高报警故障,确保了核电机组的安全稳定运行。     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

乏燃料后处理厂废气处理系统化学安全问题分析

乏燃料后处理过程产生的放射性废气中含有多种属性差异较大的放射性核素,其处理方法各有特点。本文介绍了乏燃料后处理厂放射性废气中~(85)Kr、~3H、~(129)I、~(14)C的国外先进处理方法,重点论述了碘和氪的处理方法,分析了需要关注的化学安全问题,并讨论了相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废气处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。