AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯的研制

李源，王佳，刘夏城，王丰，孔海霞，李昕

(1.中国辐射防护研究院，太原， 030006；2.三门核电有限公司，浙江 三门， 317112)

2006年，我国引进了美国西屋公司开发的AP1000第三代核电技术。随后，三代核电站在国内的建设工作也得到积极开展，2018年三门和海阳具代表性的 AP1000 核电机组陆续进入了装机阶段并将投入商业运行。AP/CAP系列核电机组是在引进消化吸收AP1000的基础上，我国实现自主化的第三代核电机组。核电机组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[1-2]，工作原理为：含固体颗粒的水进入滤芯内部，此时水中的微粒杂质被过滤介质截留，干净的水则透过介质流出，从而实现液体和固体颗粒物的分离。随着含固体颗粒水的不断进入，过滤介质所截留的微粒杂质越来越多，介质的孔道会变得越来越小，导致入口和出口的压差不断上升，当达到设定值后就需要更换滤芯[3]。

目前，我国已经商业运行的三门1、2号和海阳1、2号AP1000核电机组，以及已经开工建设的山东荣成1、2号示范CAP1400核电机组，所使用的放射性水过滤器都是美国Pall公司的产品，而且我国其它核电堆型的放射性水过滤器基本被美国Pall公司所垄断。近期中美贸易摩擦不断升级，美国已将国内多个企业列入限制出口的实体清单，已波及核电产业。采购的国外产品存在价格昂贵、供货周期较长的问题，供货周期少则半年，多则一年；特别是作为消耗备件的滤芯，因为是国外产品，单次采购量比较大，经常过期或接近贮存期，未经使用就要报废；有时当急需某种规格型号的滤芯时，又迟迟不能到位；并且当滤芯在系统使用中出现问题以后，也得不到及时的技术支持，这些都造成核电厂的运行成本增高[4-6]。

基于国外对水过滤器滤芯产品的垄断和供货周期较长等问题，中国辐射防护研究院进行核级水过滤器滤芯国产化研制工作，已形成核电厂系列水过滤器从研发、设计、生产、检测到技术服务的完整体系，具有几个优势：1)开发了各种规格型号的核电厂用水过滤器壳体，包括非核级高压过滤器和非核级低压过滤器，可以满足各种核电机组的需求。2)在国内首次研究并建立完整的适用于水过滤器滤芯的综合性能检测试验台，可以按照标准要求进行滤芯的结构完整性、流量压差特性、过滤效率和纳污容量、耐流动疲劳特性、抗破裂性及轴向载荷等性能检测，既满足了产品开发和型式试验的检测需求，也为核电厂水过滤器滤芯性能验证提供了检测平台。3)研制滤芯已完成大亚湾核电、宁德核电、秦山三厂重水堆、福清6号华龙一号、海阳和三门AP1000等核电机组的批量供货。

本文依据行业标准NB/T 20486《核电厂用水过滤器滤芯通用技术条件》[7]，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，并详细介绍了过滤精度为5 μm和20 μm滤芯的研制过程。

1 技术指标要求

AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯的型式为筒式滤芯，流体方向为内进外出。水过滤器滤芯的端盖是玻纤增强型聚丙烯材料；中间是绷带缠绕的呈扇形折叠的滤材；滤材与端盖采用热熔工艺粘接；滤芯通过Y型密封圈与水过滤器壳体密封。

AP/CAP系列核电机组在放射性水处理系统中使用的水过滤器滤芯的过滤精度主要包括5 μm和20 μm两种过滤精度。本项目严格按照技术规格书要求和标准NB/T 20486—2018《核电厂用水过滤器滤芯通用技术条件》进行滤芯的研制和性能测试。水过滤器滤芯的主要性能指标如表1所示。

2 滤芯结构设计

水过滤器滤芯的主要结构包括滤材、端盖和密封圈，它们的各项性能需满足核电厂的使用要求[8]。滤芯的规格尺寸为φ154.2 mm×525.15 mm。滤芯的外表平整光洁，没有破损，折叠层之间的间隙应均匀、紧密度适中。AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯结构如图1所示。

2.1 滤材

滤材作为水过滤器滤芯的关键材料，其各项性能的好坏直接影响滤芯的性能。滤材的各项性能及测试方法既要满足滤芯的性能要求，如过滤效率、初始冒泡点、与工况条件下试验液体的相容性、纳污容量等，还要满足滤芯生产过程中的工艺性能要求和理化性能要求，以实现滤芯的较长寿命、良好工艺、可靠的强度和过滤效率。特别是对用于核电厂水处理系统中的滤材，还有一些特殊要求如耐辐照性等[9]。因为用于核电厂某些水处理系统的滤芯，要承受瞬时剂量率高达50 Sv/h，累积剂量达1×104Gy的辐照后，滤材的抗张强度不应明显下降。

表1 AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯主要性能指标

图1 滤芯结构图

玻璃纤维属于无机材料，耐辐照性能好，在经受1×104Gy甚至1×105Gy的累积γ辐照后，其抗张强度基本没有变化，满足技术规格书的耐辐照性能要求，因此选取玻璃纤维材质的滤材进行后续的试验研究。

2.2 端盖材料

端盖材质为10%的GFPP(玻纤增强聚丙烯)，聚丙烯材料通过玻纤增强后的性能有明显改善，材料的耐热性提高，收缩率下降，从而提高了刚性，拉伸强度、弯曲强度和压缩强度也有明显提高。采用玻纤增强的聚丙烯材料制作滤芯的端盖，可以承受超过45 kg额定轴向载荷检测，保证滤芯承受轴向载荷时不发生变形，结构完整，保证滤芯正常工作。

2.3 密封圈

AP/CAP系列核电机组水过滤器滤芯使用的Y型密封圈采用三元乙丙橡胶材质制作，三元乙丙橡胶材质具有良好的耐高温和耐辐照性。密封圈在热空气老化前后和辐照前后的物理性能对比如表2所示。

由表2可知：热空气老化前后密封圈的硬度、拉伸强度和拉断伸长率等物理性能基本可达到未老化前的程度，辐照后密封圈目视表面光滑，没有龟裂现象，手感弹性与未辐照前没有明显变化。说明密封圈可以在高温和辐照环境下正常使用。

表2 密封圈热空气老化和辐照前后的物理性能对比

3 滤芯的生产过程

滤芯的加工过程中首先利用模具完成滤芯上下端盖的成型，接着对滤材进行打褶工艺，将中缝进行粘接，最后利用热熔工艺将滤材与上下端盖进行粘接，因滤芯使用的工况比较特殊，所以对加工过程及其生产环境要求较高，滤材从打褶到滤芯组装应在万级净化间内进行。滤芯的生产工艺过程流程图如图2所示。

图2 滤芯生产工艺流程图

4 滤芯综合性能

根据NB/T 20486—2018《核电厂用水过滤器滤芯通用技术条件》对所研制的核电厂用水过滤器滤芯的结构完整性、压降流量特性、过滤效率、纳污容量、耐流动疲劳特性、抗破裂性、额定轴向载荷等性能进行检测。滤芯综合性能检测顺序流程图如图3所示，实验过程中设置平行样，最终取其平均值作为实验结果， 辐照组的滤芯经过累计剂量为1×105Gy的γ辐照。

4.1 结构完整性

滤芯结构完整性是检测滤芯在加工过程中的缺陷和储运中可能造成的损坏，如滤材破裂、端盖粘接缺陷和裂缝等，确定滤芯的可用性。结构完整性检测是其它试验进行前的必检项目，只有通过完整性检测，才能开始滤芯的过滤效率、纳污容量试验、耐流动疲劳特性和抗破裂性试验；且滤芯进行完耐流动疲劳特性和抗破裂性试验后，也必须通过结构完整性检测，滤芯才合格。

图3 滤芯综合性能检测顺序流程图

依据标准NB/T 20486—2018 6.2节《结构完整性验证和初始冒泡点的确认》对试验滤芯进行检测[10]，实验条件：将滤芯泡在温度(22±5)℃的去离子水中，离液面的距离为(10±2)mm，将洁净气体不断充入滤芯内部，直至滤芯出现一串连续气泡时停止加压。滤芯结构完整性检测结果如表3所示。

表3 滤芯的结构完整性检测结果

由表3可知，所研制的过滤精度为5 μm和20 μm滤芯的初始冒泡点分别达到1 200 Pa和1 000 Pa，满足技术规格书要求。

4.2 压降流量特性

滤芯流量压差特性是检测不同规格尺寸的滤芯在不同流量下的阻力大小, 依据标准NB/T 20486—2018 6.3节《压降流量特性》对滤芯进行检测[11]。

实验条件：液体为去离子水，试验温度为(22±5)℃；取设计流量Qn为 56.8 m3/h，以0.2Qn的增幅逐步上升至1.2Qn的各流量为试验流量，记录压差△P。压降流量检测结果如图4所示。

图4 滤芯压降流量检测结果

由图4可知，滤芯随着流量的增大，压差不断的增大。滤芯在设计流量下的压差为17.09 kPa, 在额定流量下的压差为2.99 kPa, 均小于设计要求的21 kPa，滤芯的压降流量特性满足技术规格书要求。

4.3 滤芯过滤性能

滤芯过滤效率和纳污容量是检测滤芯对指定尺寸颗粒物的过滤效率及滤芯的使用寿命。滤芯过滤效率和纳污容量检测方法模拟滤芯实际工况，污染物连续从上游加入试验系统内，经滤芯过滤后，未被过滤的试验粉尘又回到试验水箱中，在系统内循环并多次通过滤芯，因此试验系统上游污染物浓度是变化的。

依据标准NB/T 20486—2018 6.5节《滤芯效率和纳污容量》对试验滤芯进行检测[12]。试验条件：试验尘为MTD尘，试验流量为3 m3/h，污染物浓度为10 ppm，滤芯最大压差为0.3 MPa。滤芯过滤性能检测结果如表4所示。

由表4可知，5 μm和20 μm过滤精度滤芯对指定过滤精度的过滤效率分别超过99.12%和99.97%，且5 μm过滤精度滤芯对2 μm以上颗粒的过滤效率也达到了98.86%，20 μm过滤精度滤芯对2 μm以上颗粒过滤精度达到99.17%。5 μm和20 μm过滤精度滤芯的纳污容量分别达到158 g/m2和209 g/m2。所研制滤芯的过滤性能良好。辐照后滤芯过滤效率有小幅度下降，但过滤效率仍满足标准要求。

表4 标准试验滤芯过滤效率和纳污容量检测结果

4.4 滤芯耐流动疲劳特性

滤芯耐流动疲劳特性是检测滤材抗弯曲疲劳的能力。滤芯在使用过程中会处于压力和流量波动的工况，因而滤芯材料容易产生疲劳而导致损坏和破裂。依据标准NB/T 20486—2018 6.6节《抗流动疲劳特性》对滤芯进行检测[13]。试验条件：试验流量7.64 m3/h(试验用的试验滤芯与标准滤芯通过等比例换算得到试验流量)，滤芯试验压差0.30 MPa，脉冲频率为0.05 Hz，脉冲次数500次，试验温度为(23±2)℃。滤芯流动疲劳特性检测结果如表5所示。

表5 滤芯抗流动疲劳特性检测结果

由表5可知，所研制滤芯能在0.30 MPa的压差下承受500次的脉冲，滤芯的过滤能力没有下降，表明滤芯具有足够的耐流动疲劳性能。

4.5 滤芯额定轴向载荷和抗破裂性

滤芯额定轴向载荷检测目的是评定滤芯在一定的端向负荷下是否会发生永久性变形或损坏，因为滤芯在使用中端部会承受液体压力和安装施加力。依据标准NB/T 20486—2018 6.8节《额定轴向载荷》对试验滤芯进行检测[14]。试验条件：72 h热浸泡试验后，将被试滤芯恢复到室温，轴向施加载荷450 N的外力，保持5 min后对滤芯进行抗破裂性试验。

滤芯抗破裂性是检测滤芯结构耐压差的能力。当滤芯被污染物完全堵塞，以及流量发生冲击时，在滤芯的两端将产生很大的压差，会对滤芯的结构产生破坏。依据标准NB/T 20486—2018 6.7节《抗破裂特性》对试验滤芯进行检测[15]。试验条件：试验流量7.64 m3/h，滤芯最大压差0.53 MPa。检测结果如表6所示。

表6 滤芯抗破裂性和轴向载荷检测结果

由表6可知：滤芯在5 min内承受450 N轴向载荷后顺利通过抗破裂性试验，表明滤芯能够承受45 kg的轴向载荷。滤芯在压差达到0.53 MPa后，30 min内没有降低，且滤芯的过滤能力没有降低，滤芯结构完整性检测时滤芯初始冒泡点均高于洁净滤芯的初始冒泡点，滤芯至少可承受0.53 MPa的压差。

5 结论

本文研制的AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯，从设计、研发、生产到性能检测，严格按照技术规格书和行业标准要求执行，完全满足核电厂所用滤芯的质量控制和技术指标要求。

1)滤芯生产工艺过程先进，具备了产业化和国产化的基础，具有自主知识产权，技术自主可控，具有良好的经济效益、社会效益和推广应用前景；

2)研制的内进外出型筒式结构滤芯结构完整性良好，至少能够承受45 kg的额定轴向载荷和0.52 MPa的抗破裂压差，并在0.30 MPa的压差下承受500次的脉冲，具有良好的耐流动疲劳特性。

3)所研制滤芯的过滤性能良好，具有良好的纳污效果，过滤精度为5 μm和20 μm滤芯的过滤效率分别达到99.10%和99.90%，超过行业标准规定的最低过滤效率98%；且滤芯的压降流量特性良好，在设计流量56.8 m3/h时，滤芯的洁净压差值是17.09 kPa，小于技术规格书要求的21 kPa，完全满足技术规格书要求。