核電放射性水濾芯性能試驗標(biāo)準(zhǔn)分析

王夢影， 張明， 王燕燕， 張守杰， 李建維， 葛董修

（中廣核研究院有限公司 系統(tǒng)工程與改造中心， 廣東 深圳 518124）

放射性水濾芯性能試驗標(biāo)準(zhǔn)是檢驗濾芯產(chǎn)品合格性的約束文件， 其合理制定是評價濾芯產(chǎn)品質(zhì)量的前提。 國內(nèi)外尚無核電放射性水濾芯性能試驗專用標(biāo)準(zhǔn)［1］， 其性能檢驗一般參考普通工業(yè)濾芯的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)， 但這些標(biāo)準(zhǔn)與核電檢驗需求并不完全匹配。

本文結(jié)合核電放射性水濾芯的性能需求， 分析國內(nèi)外現(xiàn)行各類工業(yè)濾芯性能試驗標(biāo)準(zhǔn)的差異性，為放射性水濾芯性能試驗專用標(biāo)準(zhǔn)的制定提供參考。

1 核電放射性水濾芯性能驗證需求

濾芯是核電站水處理系統(tǒng)中必不可少的設(shè)備。在核反應(yīng)堆一回路化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（RCV）中，清除懸浮雜質(zhì)， 維持水質(zhì)化學(xué)及放射性指標(biāo)， 以降低回路部件腐蝕； 在蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)（APG）、廢液處理系統(tǒng)（TEU）、 放射性廢水回收系統(tǒng)（SRE）等工藝系統(tǒng)中， 過濾降低水質(zhì)酸堿度和放射性， 以滿足當(dāng)?shù)卦试S排放的環(huán)保要求［2］。

由于核電行業(yè)的特殊性， 核電站對濾芯有更為嚴(yán)格的設(shè)計要求和運(yùn)行要求。 以南方沿海某壓水堆核電站為例， 1、 2 號機(jī)組各工藝系統(tǒng)中共計38 臺濾芯， 其功能位置的差異決定了其設(shè)計參數(shù)各不相同， 如表1 所示， 明確規(guī)定了濾芯的尺寸、 過濾效率、 過濾精度和壓降等參數(shù)［3］。 表2 為濾芯所處運(yùn)行環(huán)境要求， 可見其水環(huán)境復(fù)雜， 具有高溫、 高壓、流量多變、 化學(xué)成分含量高、 高輻照的特點(diǎn)［3］。

表1 核電站水過濾器濾芯技術(shù)參數(shù)Tab. 1 Technical parameters of water filter element in nuclear power station

表2 核電站水過濾器濾芯運(yùn)行環(huán)境Tab. 2 Operating environment of water filter element in nuclear power station

濾芯的設(shè)計要求與特殊運(yùn)行環(huán)境決定了其性能檢驗的特殊性。 濾芯在投入使用前應(yīng)對其過濾效率、 過濾精度、 抗破裂等性能進(jìn)行檢驗， 以保證濾芯滿足設(shè)計要求。 物理環(huán)境要求濾芯具有耐高溫、耐高壓、 抗流動疲勞性能。 化學(xué)環(huán)境要求濾芯應(yīng)具有一定的耐化學(xué)性； 同時， 濾芯本身清潔度應(yīng)達(dá)標(biāo)， 玻璃纖維濾材的脫落顆粒物與析出硅元素不應(yīng)超過水質(zhì)規(guī)定限值， 避免造成水質(zhì)二次污染。 處于核島放射性區(qū)域的濾芯還應(yīng)具有足夠的耐輻照性。

2 國內(nèi)外濾芯性能試驗標(biāo)準(zhǔn)分析

國內(nèi)外均無完善的核電放射性水濾芯性能試驗專用標(biāo)準(zhǔn)， 其檢驗主要參考液壓行業(yè)濾芯標(biāo)準(zhǔn)。 現(xiàn)行液壓行業(yè)濾芯的試驗標(biāo)準(zhǔn)有國內(nèi)GB／T 標(biāo)準(zhǔn)與國際ISO 標(biāo)準(zhǔn)， GB／T 標(biāo)準(zhǔn)是ISO 標(biāo)準(zhǔn)的轉(zhuǎn)譯， 在技術(shù)原理上具有同等效力， 如GB／T 14041.1 等同于ISO 2942， GB／T 17486 等同于ISO 3968 等。

2.1 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)檢驗范圍

2.2 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)的差異性

2.2.1 結(jié)構(gòu)完整性

結(jié)構(gòu)完整性是濾芯必備的基本性能， 也是檢驗濾芯抗破裂強(qiáng)度、 抗流動疲勞性等試驗的前提條件與驗收準(zhǔn)則之一。 該試驗采用浸沒增壓觀測初始冒泡點(diǎn)的方法進(jìn)行試驗。

國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)在以下3 個方面具有差異： ①增壓過程； ②試驗液體； ③驗收準(zhǔn)則。 GB／T 14041.1中明確了增壓頻率， 增壓頻率是濾芯受力均勻的保證， 而EN 13443－2 與NF X 45 301 中未對增壓過程進(jìn)行具體表述， 在評判濾芯冒泡點(diǎn)位置時可信度較低。 該試驗中試驗液體的選擇與相應(yīng)液體下的初始冒泡壓力是試驗的關(guān)鍵點(diǎn)。 試驗液體的表面張力是冒泡壓力的影響因素， 不同類別的液體在不同的溫度下表面張力不同。 GB／T 14041.1 給出了2 種試驗液體的選擇方案， 分別為異丙醇和濾芯運(yùn)行介質(zhì)， 因試驗液體類別不一， 無法給出初始冒泡壓力的定量表達(dá)。 EN 13443－2 與NF X 45 301 采用異丙醇做試驗液體， 并給出了初始冒泡壓力的公式表達(dá)， 相較于國標(biāo)更明確。 冒泡點(diǎn)位置是考核濾芯結(jié)構(gòu)完整性的另一準(zhǔn)則， GB／T 14041.1 中規(guī)定記錄冒泡點(diǎn)位置， 如濾材、 端蓋等， 而歐洲標(biāo)準(zhǔn)和法國標(biāo)準(zhǔn)則沒有此要求， 不夠完善。

表3 標(biāo)準(zhǔn)涵蓋范圍Tab. 3 Coverage of standards

異丙醇屬于易揮發(fā)、 易燃、 易爆的致癌物， 核電放射性水濾芯尺寸范圍廣， 大尺寸濾芯若采用異丙醇作為浸泡液， 需要量大， 操作性差， 安全性低。 故在制定核電放射性水濾芯結(jié)構(gòu)完整性試驗標(biāo)準(zhǔn)時， 在參考國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)優(yōu)勢的同時， 8＂及以下濾芯建議采用異丙醇作為試驗液體， 8＂以上濾芯建議采用運(yùn)行系統(tǒng)化學(xué)水作為試驗液體。

2.2.2 壓降－流量特性

壓降－流量特性試驗是濾芯基本性能試驗之一。自1998 年至今， 國內(nèi)外各標(biāo)準(zhǔn)在壓降－流量特性試驗原理上未作過多調(diào)整， 沿用“殼體－整體－濾芯”的順序， 流量先增后減的試驗過程。 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)的差異之處在于試驗液體選擇。 GB／T 17486 為液壓過濾器檢驗標(biāo)準(zhǔn)， 采用液壓油作為試驗液體， 規(guī)定油液黏度值代替試驗溫度； EN 13443－2 與NF X 45 302 為普通工業(yè)水濾芯檢驗標(biāo)準(zhǔn)， 采用水作為試驗液體， 并直接規(guī)定了試驗溫度。 液壓油與水黏度不同， 且黏度受溫度影響， 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)均采用與濾芯工作介質(zhì)一致的液體作為試驗液體， 由此得到的壓降－流量特性更具可靠度， 對潔凈壓降和極限壓降的判斷更準(zhǔn)確。 對于核電放射性水濾芯， 由于其長期處于低黏度的化學(xué)水環(huán)境中， 且運(yùn)行流體溫度明確， 在進(jìn)行該性能試驗時， EN 13443－2 與NF X 45 302 更具有適用性。

2.2.3 過濾效率、 納污容量和過濾精度

過濾效率與納污容量試驗是濾芯最重要的性能試驗。 在該試驗中， 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)的差異在于試驗臺回路的建設(shè)。 GB／T 18853 中設(shè)置單個污染物注入回路， 試驗污染油液濃度固定， 分多次循環(huán)通過試驗回路； EN 13443－2 與NF X 45 303 中均設(shè)置高、低濃度的顆粒－水混合液雙回路， 分別一次通過試驗管路。 單回路試驗中， 試驗污染油液黏度高， 流速低， 相較于雙回路雙流量試驗時間長。

由于試驗液體通過方式不同， 相應(yīng)的納污容量計算方法有所不同。 GB／T 18853 中， 由于試驗液體通過之后即排出， 因此在計算納污容量時， 減去下游排出污染物質(zhì)量； NF X 45 303 中以注入高、低濃度污染物試驗液體的質(zhì)量總和作為納污容量；而在EN 13443－2 中， 除上游原始注入污染物質(zhì)量外， 考慮了扣除管路中存留的污染物質(zhì)量， 對納污容量的測定更準(zhǔn)確。

總體來看， 核電放射性水濾芯參考EN 13443-2 標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行試驗更具有操作性， 但其污染物注入濃度需進(jìn)行預(yù)試驗， 因污染物濃度較低則導(dǎo)致試驗時間過長， 濃度過高則在水中易沉降， 無法形成管路中的均勻流體介質(zhì)。

濾芯過濾精度分為絕對過濾精度和相對過濾精度。 絕對過濾精度旨在測定能夠通過過濾器的最大顆粒直徑， 相對過濾精度是指在設(shè)計顆粒直徑和最大壓力降條件下， 過濾器達(dá)到至少99.8% 的過濾效率時的顆粒直徑。 核電站作為終端用戶， 更注重所購濾芯的過濾效率是否達(dá)標(biāo)， 即相對過濾精度。國內(nèi)液壓過濾器相對過濾精度試驗依托GB／T 17486 進(jìn)行， 與歐洲標(biāo)準(zhǔn)相同， 未列專用標(biāo)準(zhǔn)。 NF X 45 304 檢驗濾芯絕對過濾精度， 并非核電站需要的濾芯技術(shù)要求。

2.2.4 抗流動疲勞性和抗破裂強(qiáng)度

核反應(yīng)堆一回路化學(xué)和容積控制系統(tǒng)等處的濾芯， 系統(tǒng)壓力高達(dá)18.8 MPa， 且具有流量波動， 故有必要進(jìn)行抗流動疲勞性試驗和抗破裂強(qiáng)度試驗，該試驗的關(guān)鍵點(diǎn)在于測試系統(tǒng)回路壓差建立方式。在抗流動疲勞性試驗中， GB／T 17488 采用顆粒物混合液建立壓差， EN 13443－2 與NF X 45 309 采用甘油或水建立200 kPa 壓差， 二者黏度不同。 在對16＂濾芯按照NF X 45 309 開展試驗時， 發(fā)現(xiàn)即使試驗液體中的甘油占比達(dá)到100%， 額定流量下的濾芯壓差仍無法達(dá)到200 kPa， 可見EN 13443－2與NF X 45 309 標(biāo)準(zhǔn)并不適用于核電站， 但2 個標(biāo)準(zhǔn)中的循環(huán)頻次與核電水系統(tǒng)的流量波動工況相似， 可選擇性參考。

在抗破裂強(qiáng)度試驗中， GB／T 14041.3 直接將顆粒污染物注入試驗油液， 由于油液黏度高， 便于形成穩(wěn)定混合物； 而核電放射性水濾芯試驗若直接在水中注入顆粒物， 易造成顆粒物沉降， 無法形成均勻試驗液， 故不推薦按照此方法進(jìn)行。 EN 13443－2與NF X 45 310 中， 制備顆粒污染物的水混合液，并增加了污染物注入回路， 更適用于核電水環(huán)境。

2.2.5 耐化學(xué)性和清潔度

核電化學(xué)水環(huán)境與濾芯材質(zhì)相互作用。 化學(xué)水水質(zhì)要求濾芯具有一定的耐化學(xué)能力， 同時，濾芯本身的清潔度與析出物也應(yīng)達(dá)標(biāo)， 不對系統(tǒng)水質(zhì)產(chǎn)生二次污染。 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)均采用靜態(tài)浸泡方法進(jìn)行試驗， GB／T 14041.2 中采用加速試驗方法， 明確了浸泡時間（不小于72 h）和浸泡溫度（工作溫度＋15 ℃）； NF X 45 307 標(biāo)準(zhǔn)中對試驗液體、沖洗液體未做出明確規(guī)定， 且推薦的6 h 浸沒時長相較于國標(biāo)更短。 核電放射性水濾芯日常水環(huán)境浸泡時間遠(yuǎn)高于72 h， 適用于加速試驗， 以縮短試驗時長， 同時， 采用與運(yùn)行環(huán)境一致的水作為試驗浸泡液， 則在試驗后無需對濾芯進(jìn)行沖洗即可進(jìn)行下一試驗。

清潔度試驗中， 歐洲標(biāo)準(zhǔn)與法國標(biāo)準(zhǔn)的被測濾芯下游取樣方法不同， EN 13443－2 中在下游取樣閥門處一次性收集取樣（標(biāo)準(zhǔn)7.6.4.e）， NF X 45 306 中記錄污染物出口時段， 分時段多次取樣（標(biāo)準(zhǔn)6.2.3）。 取樣方法差異直接影響顆粒計數(shù)結(jié)果，對于較為清潔的濾芯， 一次取樣可全部收集脫落物， 對于清潔度較差的濾芯， 一次性取樣不能保證收集全部顆粒物， 分時段取樣更便于計數(shù)。

2.2.6 耐高溫性

我國與歐洲均尚未制定濾芯耐高溫性能試驗標(biāo)準(zhǔn)， NF X 45 308 中給出了4 種工況下的耐高溫性能試驗方法， 分別為高溫環(huán)境耐受性試驗、 升溫過程耐受性試驗、 高溫侵入耐受性試驗、 冷熱交替耐受性試驗。 核電TEU、 RCV 等系統(tǒng)水長期保持70℃以上， 高溫環(huán)境較為穩(wěn)定， 很少出現(xiàn)緩慢或瞬時的高溫侵入工況與冷熱交替工況， 與NF X 45 308 中Part A 相匹配。

3 核電放射性水濾芯性能檢驗標(biāo)準(zhǔn)的制定方向

由以上研究分析可知， 國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)相對于核電放射性水濾芯性能需求具有一定的參考性， 但也存在不足之處。 在制定核電放射性水濾芯性能試驗標(biāo)準(zhǔn)時， 以可參考標(biāo)準(zhǔn)為藍(lán)本， 并根據(jù)核電場景需求進(jìn)行條款優(yōu)化。 本節(jié)給出了對可參考條款的優(yōu)化建議以及空白標(biāo)準(zhǔn)制定的關(guān)鍵參數(shù)。

3.1 現(xiàn)有標(biāo)準(zhǔn)修訂方案

核電放射性水濾芯8 項性能驗證GB、 NB 等標(biāo)準(zhǔn)在制定修訂時的推薦參考標(biāo)準(zhǔn)與條款優(yōu)化方向如表4 所示。

表4 核電放射性水濾芯性能檢驗標(biāo)準(zhǔn)修訂方向Tab. 4 Revision directions of performance test standards for nuclear power radioactive water filter element

3.2 硅析出量和耐輻照性測定方案

3.2.1 硅析出量測定方案

核電放射性水濾芯硅元素析出量測定方法基本程序為： ①待測濾芯浸泡； ②試驗水質(zhì)取樣； ③取樣水質(zhì)硅元素檢測。 在程序①中， 選擇核電各系統(tǒng)水質(zhì)作為浸泡試驗液， 試驗液的化學(xué)元素成分及含量、 pH 值均應(yīng)明確。 經(jīng)試驗驗證， 按照如圖1 所示的浸泡時長和浸泡溫度得出的結(jié)果可靠。 在程序②中， NB／T 20436［20］給出了壓水堆核電廠水化學(xué)建議取樣頻率。 在程序③中， 采用GB／T 12149［21］中的分光光度法進(jìn)行硅元素測定。 水濾芯的硅析出量應(yīng)不大于核電廠化學(xué)與放射性化學(xué)技術(shù)規(guī)范限定值， 則驗證濾芯的硅析出量合格。

圖1 加速試驗工況Fig. 1 Accelerated test condition

3.2.2 耐輻照性測定方案

NB／T 20486［22］中給出濾芯制作材料的耐輻照要求， 不能代表完整濾芯設(shè)備的耐輻照能力， 且未明確耐輻照試驗方法的程序。 結(jié)合核電站實(shí)際輻照場景， 核電放射性水濾芯耐輻照測定應(yīng)明確試驗工況、 操作方法、 驗收準(zhǔn)則。 試驗工況應(yīng)保證1×104～1×105Gy［2］且不少于實(shí)際運(yùn)行場景的累積吸收劑量； 輻照劑量率以1 000 Gy／h［23］為宜； 輻照應(yīng)連續(xù)。 在對濾芯進(jìn)行輻照試驗前， 應(yīng)先進(jìn)行結(jié)構(gòu)完整性試驗； 輻照時每隔10 h 調(diào)整位置， 保證輻照均勻； 輻照后對濾芯進(jìn)行結(jié)構(gòu)完整性試驗、 過濾效率和納污容量試驗、 抗破裂強(qiáng)度試驗。 濾芯同時滿足輻照前后性能檢測各項標(biāo)準(zhǔn)， 表明耐輻照性合格。

4 結(jié)論

通過對國內(nèi)外工業(yè)濾芯性能試驗標(biāo)準(zhǔn)的分析，針對核電放射性水濾芯更為嚴(yán)格的性能要求， 給出了核電特殊化學(xué)水質(zhì)與輻射環(huán)境中的性能檢驗方法， 供核電放射性水濾芯性能檢驗標(biāo)準(zhǔn)制定與相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)修訂時參考。