压水堆核电站机械设备在役去污系统设计及评价

发布时间：2020-10-10 16:35

　　 随着我国自主化研究和设计的第三代压水堆核电站华龙一号的开工建设,我国的核能研发和设计水平也上升到了一个新的阶段。新的系统及设备在反应堆停堆检修期间需要进行在役检查和维修,而从反应堆内取出的需要检修的设备或部件通常都带有放射性污染。为了检修人员在作业时不受到过量的辐射剂量,需要在设备拆解或维修前对部件进行去污操作,以降低设备表面和内部的放射性强度,即在役去污作业。在役去污工艺的的设计对核电站运行、维修的安全性和经济性具有重要的意义和价值。在役去污不同于其他类型的去污,对去污的方法、条件及检验标准都有特殊的要求。目前国内外的主要去污手段是物理和化学去污方法。通过分析和比较不同去污方法的优缺点和工艺特点,作了如下工作:(1)确定了化学去污为主、物理去污为辅的去污工艺,选择了适用该工艺的化学去污剂种类和主要成分;(2)对新的去污系统从系统运行的主要原则、去污设备的功能和结构、去污系统的工作流程、运行控制及事故工况下采取的措施、系统的布置方案等方面进行了分析和设计,以满足去污工艺的要求和人员的辐射防护安全;(3)在定性分析的基础上对系统的主要工艺参数进行了分析和计算,确定了系统运行的主要设计指标和监测量,包括喷嘴的水力特性,空气过滤设施的流阻分析,超声波的参数设计等;(4)专门研究了化学去污设备在运行和操作状态下箱盖的气密性和安全启闭的机构,并提出了与风阀联动控制的结构设计,提高了装置的安全性;(5)根据运行电站的反馈意见,对主泵水力组件的过滤部件的设计进行了改进,大大降低了去污过程中热点的产生概率;(6)根据相关国家标准和运行电站的管理经验,确定了一个去污效果评价的原则,并通过某核电站的去污工作对去污系统的设计进行了一定程度的检验,结果分析表明去污达到了预期的效果。(7)通过对在役去污的研究、分析,设计了一个应用于我国“华龙一号”核电站去污系统的方案,总结了今后在役去污领域发展面临的主要问题,阐述了今后研究和发展的方向和重点,为去污系统和设备的标准化设计提供了技术支撑,也为今后“华龙一号”核电站去污系统的施工设计提供了技术指导及方案选择。
【学位单位】：南华大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2018
【中图分类】：TM623.91
【部分图文】：

图 1.1 华龙一号堆型三维模型 核电站设备检修主要污染物的来源和特点华龙一号核电厂的运行寿期为 60 年，换料周期为 18 个月，在停堆换系统和设备进行检查、维修和更换。在经历了若干个燃料循环周期后相关辅助系统中的设备表面均有放射性物质的积累，形成局部的辐射员无法直接进行检修。设备表面的这些放射性物质主要来自一回路系化腐蚀产物的沉积[4]，这一腐蚀和沉积过程如图 1.2 所示，主要表现或金属腐蚀膜对放射性核素的吸附，以及放射性核素向基体材质表层设备在检修期间的辐射剂量贡献主要来自于活化腐蚀产物的沉积源项核电站在运行期间会受到多种因素的腐蚀影响，尤其是应力腐蚀作用的一回路中主要材质均为合金钢和不锈钢，如核燃料组件中的包壳材-4 合金，蒸汽发生器的换热管材料为 Inconel 690（I-690TT）[6]。这

图 1.2 一回路介质对系统的腐蚀沉积作用核电厂中，工作人员的职业照射主要来自大修期间，而大修期间剂量贡献%以上来自活化腐蚀产物沉积源项，这些来自主冷却剂的活化腐蚀产物以及氧化物一起，沉积在电厂的系统、管道、泵等各种设备的内壁，成为电厂正行和检修期间工作人员的主要剂量来源。

图 1.2 一回路介质对系统的腐蚀沉积作用电厂中，工作人员的职业照射主要来自大修期间，而大修期间剂量上来自活化腐蚀产物沉积源项，这些来自主冷却剂的活化腐蚀产物物一起，沉积在电厂的系统、管道、泵等各种设备的内壁，成为电检修期间工作人员的主要剂量来源。
【参考文献】

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本文编号：2835317