核岛水过滤器滤芯性能鉴定试验研究设计和验证

核岛水过滤器是核电厂水质净化的重要设备,起到了去除腐蚀产物和固体颗粒物的作用。通过对国内外滤芯鉴定标准的研究,本文对自主研制的核岛水过滤器滤芯开展了主要性能鉴定试验研究设计,搭建了滤芯鉴定试验台架,成功测试了滤芯的主要性能参数,滤芯各项测试性能参数能够满足核电厂核岛系统运行要求。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

秦山三期重水堆核电站废过滤器滤芯转运与收贮

简述秦山三期重水堆核电站废过滤器滤芯的产生系统及产生量,废滤芯的转运的准备、实施,收贮入库等实施操作流程及其资料的整理。     

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。     

核电厂通风系统高效过滤器现场检测方法改进

荧光素钠法是核电厂通风系统高效过滤器效率现场检测方法之一, 在检测过程中部分系统为不可用状态。本文通过对检测方法进行分析并进行现场验证, 提出通过提高荧光素钠发生器的气溶胶质量流量和采样流量以缩短通风系统不可用状态持续时间的改进措施。     

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

球形自动反冲洗管道过滤器在核电站海水冷却系统中的应用

以田湾核电站1、2号机组为例,介绍了核电站海水冷却系统的组成、功能以及海水夹带杂物引起海水冷却系统换热器堵塞的问题;针对换热器堵塞问题,讨论了在核电站海水冷却系统安装自动反冲洗管道过滤器的必要性,介绍了真空泵海水冷却系统安装自动反冲洗过滤器设备选型、方案设计的一些特点,以及球形自动反冲洗过滤器在田湾核电站的应用效果。     

加快核电标准建设 促进核电健康发展

论述了尽快建立和完善我国核电标准体系的重要意义,分析了我国核电标准建设取得的成绩和存在的问题,提出了积极推进我国核电标准建设的建议,表明了中国核工业集团公司将进一步加强标准化工作,加强与核电标准相关行业的协调配合,共同促进我国核电标准建设。     

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。     

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.     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。     

基于网络的核电站PSA数据库管理系统设计研究

核电站PSA数据库管理系统是进行核电站安全评估的手段之一.按照数据库规范设计法,设计了基于网络的核电站PSA数据库管理系统NDMS,NDMS能为PSA提供方便而充分的数据.根据核电站实际情况,NDMS采用了网络化设计,并设计了用户管理机制及智能编码规则管理机制.目前NDMS已作为PSA分析软件RiskA的数据库平台得到了较好的应用.     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

An experimental result on flaw sizing of steam generator tube at nuclear power plants using ultrasonic testing

A steam generator at a nuclear power plant consists of thousands of thin tubes, and is a highly important component in operation. Also, steam generator tubes play a critical role in maintaining pressure boundaries of the primary and secondary sides, and can be easily damaged due to operation conditions caused by high temperature and pressure. Therefore, considerable amount of efforts are being committed to evaluating structural integrity of steam generators during in-service inspection. Eddy current testing is the commonly used inspection technique to evaluate a steam generator tube's integrity, but it has limitations in accurately sizing flaws due to the nature of the technique which determines size based on the entire volume of a flaw. In this study, experiments were performed by using ultrasonic testing instead of eddy current testing for the inspection of steam generator tubes to detect various kinds of flaws and to see if the detected flaws can be sized accurately. Consequently, the ultrasonic testing technique could detect various types of flaw, and the flaw sizing results were reliable in length and depth.     

核电站建造用EJ标准的中外接轨关系问题探讨

在核电站设计自主化过程中,必然会遇到中外设计与建造标准如何协调和处理的问题。本文就现行核工业标准如何寻找出中外标准的接轨关系作了探讨。