水过滤器滤芯在核岛放射性水处理系统中的应用分析

李建维， 王梦影， 罗立清， 张守杰， 张明，孙阳阳， 冯青虎， 李振龙

（1.中广核研究院有限公司， 广东 深圳 518124； 2.阳江核电有限公司， 广东 阳江 529500；3.中广核惠州核电有限公司， 广东 惠州 516000）

水过滤器是核岛放射性水处理系统中的重要设备， 在反应堆一回路用水工艺中， 过滤悬浮物等杂质， 保证机组稳定运行； 在一回路排污系统、 废液处理系统等排水工艺中， 降低废液放射性及化学成分含量， 保证废液排放满足当地环保政策［1-2］。 目前， 国内压水堆核电站滤芯基本依赖于美国某单一进口品牌， 而2018 年美国能源局颁布了核电关键设备出口限令［3］； 并且核电厂运行经验反馈， 进口滤芯使用寿命较短、 更换频繁、 成本过高， 且质量问题得不到有效解决。 在该形势下， 自主研发滤芯成为替代首选。 早年间， 叶裕才等［4］试验研究了褶式国产滤芯应用于放射性废液系统的可行性； 上海核工程研究设计院［5］研发了用于重水堆一回路工艺系统的玻璃纤维滤芯， 测试了该滤芯的性能。 而随着近年来机组对水质要求的不断提高， 滤芯的设计与性能要求也愈加严格。

中广核研究院有限公司研发了一种核岛放射性水过滤器滤芯， 试验鉴定了其性能可靠性［6］。 本文将自主研发滤芯首先应用于南方沿海某压水堆核电站的核岛放射性废水回收系统（SRE）和核岛废液处理系统（TEU）， 以验证其应用效果。 通过与进口滤芯对比， 验证了自主研发滤芯的性能可靠性与使用寿命， 为核电放射性水滤芯的延寿、 降频、 增效以及核电设备国产化研发与改进提供参考。

1 滤芯设计

自主研发核放射性圆筒褶型水滤芯实物与结构如图1 所示， 主要结构为上下端盖、 中心管、 外骨架和滤纸层。 上下端盖、 中心管、 外骨架、 螺纹紧固件均采用C3 级别不锈钢材料， 外骨架设六边形流通孔； 滤纸层采用玻璃纤维滤材， 呈扇形折叠；滤材与端盖间采用抗105Gy 辐照粘结剂； 滤芯与壳体间采用抗104Gy 辐照的橡胶密封垫。 工作时，上游废水从壳体入口依次流过滤芯外骨架、 滤纸层、 中心管， 过滤后的水流从下侧出口流出。 SRE和TEU 系统中所用滤芯的规格参数如表1 所示。

图1 核岛水滤芯实物及结构示意Fig. 1 Photo and structure of nuclear island water filter element

表1 滤芯规格参数Tab. 1 Filter element specification parameters

2 工程案例

2.1 案例一： SRE 系统

2.1.1 系统及水质

SRE 系统水主要为核岛洗衣间及淋浴间地面废水， 水质指标如表2 所示。

表2 SRE 系统水质指标Tab. 2 Water quality indexes of SRE system

图2 中001FI 为自主研发滤芯在SRE 系统的功能位置。 该局部过滤系统主要由贮液箱（4.5 m×3.4 m， 有效容积为20 m3）、 水泵、 001FI 过滤器、 压差表（（250±1）kPa）、 取样装置、 液位计、 阀门等组成。 来自上游核岛清洗去污系统（SBE）的地面废水由01／02 贮液箱收集， 经取样化验后， 通过001FI过滤器进行过滤， 输送至废液排放系统（TER）。

图2 SRE 过滤系统流程Fig. 2 SRE filtration system

2.1.2 运行过程及操作参数

运行过程分为2 个流程：

（1） 循环流程： 水流向为01 贮液箱→VK1→粗滤器→01 水泵→VK2→01 贮液箱（或02 贮液箱→VK5→粗滤器→02 水泵→VK6→02 贮液箱）。

（2） 过滤流程： 水流向为01 贮液箱→VK1→粗滤器→01 水泵→VK4→001FI 滤芯→TER（或02贮液箱→VK5→粗滤器→02 水泵→VK8→001FI 滤芯→TER）。

每次过滤前， 首先进行贮液箱内水质循环， 以保证水箱内水质均匀， 循环时长不少于1 h； 之后进行水质取样检测； 再进行输水过滤， 流量为6.8 m3／h， 过滤时长1 h， 每隔15 min 记录一次液位高度和滤芯压差。

2.2 案例二： TEU 系统

2.2.1 系统及水质

TEU 系统水主要为不可复用的一回路冷却剂泄漏水、 来自上游蒸气发生器排污系统（APG）除盐器树脂反洗水和冲排输水的废水等。 水质指标如表3 所示。

表3 TEU 系统水质指标Tab. 3 Water quality indexes of TEU system

图3 中002FI 为自研滤芯在TEU 系统的功能位置。 该局部过滤系统主要由贮液箱（φ3.1 m， 有效容积为20 m3）、 水泵、 002FI 过滤器、 压差传感器（（250±1）kPa）、 取样装置、 液位观测计、 阀门等组成。 来自上游核岛排气和疏水系统（RPE）的不可复用废液， 由03／04 贮液箱收集， 经取样化验后， 通过002FI／012FI 过滤器进行过滤， 输送至TER 系统。

图3 TEU 过滤系统流程Fig. 3 Flow of TEU filtration system

2.2.2 运行过程及操作参数

运行过程分为2 个流程：

（1） 循环流程： 水流向为03 贮液箱→VK1→水泵→VK2 →03 贮液箱（或04 贮液箱→VK5 →水泵→VK6 →04 贮液箱）。

（2） 过滤流程： 水流向为03 贮液箱→VK1→水泵→VK3 →002FI 滤芯→VK4→TER（或04 贮液箱→VK5→水泵→VK3→002FI 滤芯→VK4→TER）。

每次过滤前， 首先进行贮液箱内水质循环， 以保证水箱内水质均匀， 循环时长不少于1 h； 之后进行水质取样检测； 然后进行输水过滤， 流量为11.5 m3／h， 过滤时长1 h， 每隔15 min 记录一次液位高度和滤芯压差。

3 结果及分析

3.1 压降特性

核岛SRE 和TEU 系统中对滤芯的寿命尤为关注， 寿命评判准则为规定其极限压降， 当极限压降达到250 kPa 时证明纳污容量已满， 需进行更换。 压降特性是滤芯寿命的重要影响因素， 因此分析压降特性对于滤芯的延寿意义重大。 在本工程系统中， 压差表监测值、 设计值均为滤芯和滤壳总压降。

3.1.1 洁净压降

洁净压降ΔPc反映滤芯初阻力。 滤芯为水系统局部阻力部件， 初阻力过高增加系统总阻力， 影响系统稳定运行。 同时， 较高的初阻力使滤芯可用寿命缩短， 及早达到极限压降， 加快更换速度。 核电厂过滤器设计文件规定洁净压降不大于25 kPa。 表4 为自主研发滤芯（记为“Ⅰ型”）与进口滤芯（记为“Ⅱ型”）的洁净压降， 均满足且优于设计值。 SRE系统中2 种滤芯洁净压降相等， TEU 系统中Ⅱ型滤芯比Ⅰ型滤芯洁净压降更显优势。 可见控制洁净压降， 是降低系统总阻力、 保证系统稳定运行的可靠方法。

表4 洁净压降Tab. 4 Pressure drop-clean

3.1.2 极限压降

图4 显示了自研滤芯与进口滤芯在使用初期（洁净时）、 中期（100 kPa 时）、 后期（150 kPa 时）3个典型阶段下， 完成一个过滤流程的压降特性。 在SRE 系统中， 初期滤芯洁净时， Ⅰ型滤芯随着过滤时间延长， 压降增长极缓， Ⅱ型滤芯具有较为明显的压降增长速率； 当滤芯使用一段时间， 内部已积累一定杂质， 上下游阻力达到100 kPa 时， Ⅰ型滤芯的压降增长速率加快， Ⅱ型滤芯压降增长速率仍高于Ⅰ型， 呈下抛物线形； 随着杂质的不断累积，当上下游阻力达到150 kPa 时， Ⅰ型滤芯的压降增长速率高于Ⅱ型滤芯。

图4 压降-时间关系Fig. 4 Relationship between time and pressure drop

而TEU 系统则与SRE 系统呈现不同的增长特性。 在使用初期， Ⅰ型滤芯保持较小的压降增长速率， Ⅱ型滤芯（表4 中Ⅱ-3＃）压降呈明显的下抛物线形增长； 在中期阶段， 2 种滤芯的压降增长速率相当； 在后期阶段， Ⅰ型滤芯的压降增长速率高于Ⅱ型。 总体来看， 2 个系统的任一阶段， 自研滤芯压降变化趋势均更为稳定， 尤其在SRE 系统的中前期阶段， 自研滤芯有优于进口滤芯50 ～80 kPa的增长裕量。

在对滤芯全寿命周期的连续观测中， 提取了前15 个过滤流程的压差表数据， 如图5 所示。 2 种类型滤芯的压降增长特性不同， Ⅰ型滤芯在2 系统中压降均呈指数型增长， 前期保持较长时间的低阻力， 在8 个过滤流程之后， 压降增速加快。 这是因为随着使用频率的增加， 过滤层孔隙率结构发生变化， 由于前期的杂质阻塞， 孔隙率变小， 阻力变大。 Ⅱ型滤芯压降特性不明显， SRE 系统中第4 个过滤流程即增至200 kPa 高压， 随之在175 kPa 的高阻力工况下呈波动形； TEU 系统中在4 ～6 个过滤流程间突增至125 kPa， 随后保持5 kPa／h 的速率缓慢增长。 通过对比， 自主研发滤芯的阻力特性曲线更符合指数增长规律：

图5 阻力特性Fig. 5 Resistance characteristics

式中： ΔPf为滤芯上下游压降， Pa； ξ 为局部阻力系数； Q 为流量， m3／s； A0为滤纸层展开面积， m2； ρ 为流体密度， kg／m3； ΔPg为褶型滤芯折褶结构压降［7］， Pa。

随着过滤时间的延长， 杂质被滤纸层不断截留， 滤纸孔隙率变小， 渗透率下降。 滤纸孔径和孔隙结构直接影响滤芯的阻力系数ξ， 进而引起过滤阻力的变化， 即滤芯上下游压降的增大。 因此， ξ为时间t 的函数， 即ξ =f（t）， 则式（1）表达为：

式（2）可以描述随着使用时间的增加滤芯的阻力变化特性， 即滤芯极限压降与使用寿命之间的关系。 在核电放射性水过滤系统中， 过滤器压差表监测过滤器总压降， 包括滤芯压降ΔPf和壳体压降ΔPs［8］， 即ΔP=ΔPs+ΔPf。 压降与过滤时间的关系如图6 所示。

图6 过滤时间与压降关系Fig. 6 Relationship between filtering time and pressure drop

通过工程案例应用与理论分析可知， 自主研发滤芯的阻力特性与理论特性更加吻合。 核电放射性水处理系统中， 滤芯长期处于高阻力工况中， 易对滤芯造成破坏， 失去过滤功能， 不利于滤芯的长期投运； 同时， 由于滤芯带来的局部阻力增加， 使得系统流量减小， 管网阻力特性变化， 改变泵的运行扬程曲线， 造成管网系统的运行不良， 甚至可能带来机组停机危害。 因此， 自主研发滤芯的压降特性更有利于水系统稳定运行。

3.2 使用寿命

核电厂过滤器设计极限压降为250 kPa， 达到极限压降时需进行更换， 为了保证系统的稳定运行， 要求滤芯的使用寿命更长以减少更换频率。 以TEU 系统为例， 对比分析了Ⅰ型滤芯与4 支Ⅱ型滤芯的使用寿命。 该系统的输水过滤并非连续过滤， 输水频率不固定， 过滤频率较高时可达2 次／d， 较低时为1 次／月， 取决于机组的运行状态。 在连续1 a 的观测期间（如图7 所示）， 1＃、 2＃、 4＃3支Ⅱ型滤芯均使用不到45 d， 过滤不超过15 次，约每隔1 个月需更换1 次新滤芯， 成本极高。 Ⅱ-3＃ 型滤芯与Ⅰ型滤芯使用相同天数时， Ⅰ型滤芯允许过滤次数相较Ⅱ-3＃ 型滤芯更高， 无论是使用寿命还是过滤频次， Ⅰ型滤芯均更可靠。

图7 滤芯寿命Fig. 7 Service life of filter element

3.3 过滤性能

滤芯的过滤性能主要为过滤效率、 过滤精度、纳污容量。 其中， 自主研发滤芯的过滤效率和过滤精度已在试验中进行验证， 过滤效率为99.81%［6］，而工程现场缺少对过滤效率进行直接测量的条件，故以该处过滤器下游TER 系统向海洋排放频率来评估排水是否达标， 这是因为如果本过滤器过滤效率不达标， 向海洋排放频率会大大减少， 经调研，向海洋排放频率并无异常。

在自主研发滤芯使用期间， 未发生任何系统运行不良等异常情况。 国产滤芯使用完毕仍保持外观良好（如图8（a）、 8（b）所示）， 而进口滤芯在使用完毕出现了滤纸层扭曲破损开裂、 粘接处毛边等现象（如图8（c）、 8（d）所示）， 这也证明了高阻力工况的确对滤芯产生了不良影响， 致使滤芯寿命缩短。 对滤芯正常使用到期的纳污容量进行称重测量发现， 应用于SRE 系统的自主研发滤芯纳污容量与进口滤芯相当， 应用于TEU 系统的自主研发滤芯纳污容量高于进口滤芯2.76 kg， 自主研发滤芯纳污容量可观。

图8 退役滤芯外观Fig. 8 Apperance of decommissioned filter element

4 结论

（1） 自主研发的核放射性圆筒褶形玻璃纤维滤芯在核岛放射性水处理系统中满足98% 的设计过滤要求， 保证了系统的长期稳定运行。

（2） 自主研发滤芯阻力特性符合指数增长特性， 使用寿命可长达170 d， 允许过滤次数高于进口滤芯， 纳污容量高于进口滤芯2.76 kg。

（3） 实践运行经验表明， 自研滤芯在过滤后期压降增速加快， 可考虑将滤芯使用后期的降阻作为延长滤芯寿命的改进方向。