AP/CAP系列核電機組放射性水處理用水過濾器濾芯的研制

李源，王佳，劉夏城，王豐，孔海霞，李昕

(1.中國輻射防護研究院，太原， 030006；2.三門核電有限公司，浙江 三門， 317112)

2006年，我國引進了美國西屋公司開發的AP1000第三代核電技術。隨后，三代核電站在國內的建設工作也得到積極開展，2018年三門和海陽具代表性的 AP1000 核電機組陸續進入了裝機階段并將投入商業運行。AP/CAP系列核電機組是在引進消化吸收AP1000的基礎上，我國實現自主化的第三代核電機組。核電機組中水過濾器濾芯主要用來去除以膠體形式存在于水中的腐蝕產物和懸浮的固體顆粒物[1-2]，工作原理為：含固體顆粒的水進入濾芯內部，此時水中的微粒雜質被過濾介質截留，干凈的水則透過介質流出，從而實現液體和固體顆粒物的分離。隨著含固體顆粒水的不斷進入，過濾介質所截留的微粒雜質越來越多，介質的孔道會變得越來越小，導致入口和出口的壓差不斷上升，當達到設定值后就需要更換濾芯[3]。

目前，我國已經商業運行的三門1、2號和海陽1、2號AP1000核電機組，以及已經開工建設的山東榮成1、2號示范CAP1400核電機組，所使用的放射性水過濾器都是美國Pall公司的產品，而且我國其它核電堆型的放射性水過濾器基本被美國Pall公司所壟斷。近期中美貿易摩擦不斷升級，美國已將國內多個企業列入限制出口的實體清單，已波及核電產業。采購的國外產品存在價格昂貴、供貨周期較長的問題，供貨周期少則半年，多則一年；特別是作為消耗備件的濾芯，因為是國外產品，單次采購量比較大，經常過期或接近貯存期，未經使用就要報廢；有時當急需某種規格型號的濾芯時，又遲遲不能到位；并且當濾芯在系統使用中出現問題以后，也得不到及時的技術支持，這些都造成核電廠的運行成本增高[4-6]。

基于國外對水過濾器濾芯產品的壟斷和供貨周期較長等問題，中國輻射防護研究院進行核級水過濾器濾芯國產化研制工作，已形成核電廠系列水過濾器從研發、設計、生產、檢測到技術服務的完整體系，具有幾個優勢：1)開發了各種規格型號的核電廠用水過濾器殼體，包括非核級高壓過濾器和非核級低壓過濾器，可以滿足各種核電機組的需求。2)在國內首次研究并建立完整的適用于水過濾器濾芯的綜合性能檢測試驗臺，可以按照標準要求進行濾芯的結構完整性、流量壓差特性、過濾效率和納污容量、耐流動疲勞特性、抗破裂性及軸向載荷等性能檢測，既滿足了產品開發和型式試驗的檢測需求，也為核電廠水過濾器濾芯性能驗證提供了檢測平臺。3)研制濾芯已完成大亞灣核電、寧德核電、秦山三廠重水堆、福清6號華龍一號、海陽和三門AP1000等核電機組的批量供貨。

本文依據行業標準NB/T 20486《核電廠用水過濾器濾芯通用技術條件》[7]，對第三代AP/CAP系列核電機組放射性水處理用水過濾器濾芯進行國產化研制，并詳細介紹了過濾精度為5 μm和20 μm濾芯的研制過程。

1 技術指標要求

AP/CAP系列核電機組放射性水處理用水過濾器濾芯的型式為筒式濾芯，流體方向為內進外出。水過濾器濾芯的端蓋是玻纖增強型聚丙烯材料；中間是繃帶纏繞的呈扇形折疊的濾材；濾材與端蓋采用熱熔工藝粘接；濾芯通過Y型密封圈與水過濾器殼體密封。

AP/CAP系列核電機組在放射性水處理系統中使用的水過濾器濾芯的過濾精度主要包括5 μm和20 μm兩種過濾精度。本項目嚴格按照技術規格書要求和標準NB/T 20486—2018《核電廠用水過濾器濾芯通用技術條件》進行濾芯的研制和性能測試。水過濾器濾芯的主要性能指標如表1所示。

2 濾芯結構設計

水過濾器濾芯的主要結構包括濾材、端蓋和密封圈，它們的各項性能需滿足核電廠的使用要求[8]。濾芯的規格尺寸為φ154.2 mm×525.15 mm。濾芯的外表平整光潔，沒有破損，折疊層之間的間隙應均勻、緊密度適中。AP/CAP系列核電機組放射性水處理用水過濾器濾芯結構如圖1所示。

2.1 濾材

濾材作為水過濾器濾芯的關鍵材料，其各項性能的好壞直接影響濾芯的性能。濾材的各項性能及測試方法既要滿足濾芯的性能要求，如過濾效率、初始冒泡點、與工況條件下試驗液體的相容性、納污容量等，還要滿足濾芯生產過程中的工藝性能要求和理化性能要求，以實現濾芯的較長壽命、良好工藝、可靠的強度和過濾效率。特別是對用于核電廠水處理系統中的濾材，還有一些特殊要求如耐輻照性等[9]。因為用于核電廠某些水處理系統的濾芯，要承受瞬時劑量率高達50 Sv/h，累積劑量達1×104Gy的輻照后，濾材的抗張強度不應明顯下降。

表1 AP/CAP系列核電機組放射性水處理用水過濾器濾芯主要性能指標

圖1 濾芯結構圖

玻璃纖維屬于無機材料，耐輻照性能好，在經受1×104Gy甚至1×105Gy的累積γ輻照后，其抗張強度基本沒有變化，滿足技術規格書的耐輻照性能要求，因此選取玻璃纖維材質的濾材進行后續的試驗研究。

2.2 端蓋材料

端蓋材質為10%的GFPP(玻纖增強聚丙烯)，聚丙烯材料通過玻纖增強后的性能有明顯改善，材料的耐熱性提高，收縮率下降，從而提高了剛性，拉伸強度、彎曲強度和壓縮強度也有明顯提高。采用玻纖增強的聚丙烯材料制作濾芯的端蓋，可以承受超過45 kg額定軸向載荷檢測，保證濾芯承受軸向載荷時不發生變形，結構完整，保證濾芯正常工作。

2.3 密封圈

AP/CAP系列核電機組水過濾器濾芯使用的Y型密封圈采用三元乙丙橡膠材質制作，三元乙丙橡膠材質具有良好的耐高溫和耐輻照性。密封圈在熱空氣老化前后和輻照前后的物理性能對比如表2所示。

由表2可知：熱空氣老化前后密封圈的硬度、拉伸強度和拉斷伸長率等物理性能基本可達到未老化前的程度，輻照后密封圈目視表面光滑，沒有龜裂現象，手感彈性與未輻照前沒有明顯變化。說明密封圈可以在高溫和輻照環境下正常使用。

表2 密封圈熱空氣老化和輻照前后的物理性能對比

3 濾芯的生產過程

濾芯的加工過程中首先利用模具完成濾芯上下端蓋的成型，接著對濾材進行打褶工藝，將中縫進行粘接，最后利用熱熔工藝將濾材與上下端蓋進行粘接，因濾芯使用的工況比較特殊，所以對加工過程及其生產環境要求較高，濾材從打褶到濾芯組裝應在萬級凈化間內進行。濾芯的生產工藝過程流程圖如圖2所示。

圖2 濾芯生產工藝流程圖

4 濾芯綜合性能

根據NB/T 20486—2018《核電廠用水過濾器濾芯通用技術條件》對所研制的核電廠用水過濾器濾芯的結構完整性、壓降流量特性、過濾效率、納污容量、耐流動疲勞特性、抗破裂性、額定軸向載荷等性能進行檢測。濾芯綜合性能檢測順序流程圖如圖3所示，實驗過程中設置平行樣，最終取其平均值作為實驗結果， 輻照組的濾芯經過累計劑量為1×105Gy的γ輻照。

4.1 結構完整性

濾芯結構完整性是檢測濾芯在加工過程中的缺陷和儲運中可能造成的損壞，如濾材破裂、端蓋粘接缺陷和裂縫等，確定濾芯的可用性。結構完整性檢測是其它試驗進行前的必檢項目，只有通過完整性檢測，才能開始濾芯的過濾效率、納污容量試驗、耐流動疲勞特性和抗破裂性試驗；且濾芯進行完耐流動疲勞特性和抗破裂性試驗后，也必須通過結構完整性檢測，濾芯才合格。

圖3 濾芯綜合性能檢測順序流程圖

依據標準NB/T 20486—2018 6.2節《結構完整性驗證和初始冒泡點的確認》對試驗濾芯進行檢測[10]，實驗條件：將濾芯泡在溫度(22±5)℃的去離子水中，離液面的距離為(10±2)mm，將潔凈氣體不斷充入濾芯內部，直至濾芯出現一串連續氣泡時停止加壓。濾芯結構完整性檢測結果如表3所示。

表3 濾芯的結構完整性檢測結果

由表3可知，所研制的過濾精度為5 μm和20 μm濾芯的初始冒泡點分別達到1 200 Pa和1 000 Pa，滿足技術規格書要求。

4.2 壓降流量特性

濾芯流量壓差特性是檢測不同規格尺寸的濾芯在不同流量下的阻力大小, 依據標準NB/T 20486—2018 6.3節《壓降流量特性》對濾芯進行檢測[11]。

實驗條件：液體為去離子水，試驗溫度為(22±5)℃；取設計流量Qn為 56.8 m3/h，以0.2Qn的增幅逐步上升至1.2Qn的各流量為試驗流量，記錄壓差△P。壓降流量檢測結果如圖4所示。

圖4 濾芯壓降流量檢測結果

由圖4可知，濾芯隨著流量的增大，壓差不斷的增大。濾芯在設計流量下的壓差為17.09 kPa, 在額定流量下的壓差為2.99 kPa, 均小于設計要求的21 kPa，濾芯的壓降流量特性滿足技術規格書要求。

4.3 濾芯過濾性能

濾芯過濾效率和納污容量是檢測濾芯對指定尺寸顆粒物的過濾效率及濾芯的使用壽命。濾芯過濾效率和納污容量檢測方法模擬濾芯實際工況，污染物連續從上游加入試驗系統內，經濾芯過濾后，未被過濾的試驗粉塵又回到試驗水箱中，在系統內循環并多次通過濾芯，因此試驗系統上游污染物濃度是變化的。

依據標準NB/T 20486—2018 6.5節《濾芯效率和納污容量》對試驗濾芯進行檢測[12]。試驗條件：試驗塵為MTD塵，試驗流量為3 m3/h，污染物濃度為10 ppm，濾芯最大壓差為0.3 MPa。濾芯過濾性能檢測結果如表4所示。

由表4可知，5 μm和20 μm過濾精度濾芯對指定過濾精度的過濾效率分別超過99.12%和99.97%，且5 μm過濾精度濾芯對2 μm以上顆粒的過濾效率也達到了98.86%，20 μm過濾精度濾芯對2 μm以上顆粒過濾精度達到99.17%。5 μm和20 μm過濾精度濾芯的納污容量分別達到158 g/m2和209 g/m2。所研制濾芯的過濾性能良好。輻照后濾芯過濾效率有小幅度下降，但過濾效率仍滿足標準要求。

表4 標準試驗濾芯過濾效率和納污容量檢測結果

4.4 濾芯耐流動疲勞特性

濾芯耐流動疲勞特性是檢測濾材抗彎曲疲勞的能力。濾芯在使用過程中會處于壓力和流量波動的工況，因而濾芯材料容易產生疲勞而導致損壞和破裂。依據標準NB/T 20486—2018 6.6節《抗流動疲勞特性》對濾芯進行檢測[13]。試驗條件：試驗流量7.64 m3/h(試驗用的試驗濾芯與標準濾芯通過等比例換算得到試驗流量)，濾芯試驗壓差0.30 MPa，脈沖頻率為0.05 Hz，脈沖次數500次，試驗溫度為(23±2)℃。濾芯流動疲勞特性檢測結果如表5所示。

表5 濾芯抗流動疲勞特性檢測結果

由表5可知，所研制濾芯能在0.30 MPa的壓差下承受500次的脈沖，濾芯的過濾能力沒有下降，表明濾芯具有足夠的耐流動疲勞性能。

4.5 濾芯額定軸向載荷和抗破裂性

濾芯額定軸向載荷檢測目的是評定濾芯在一定的端向負荷下是否會發生永久性變形或損壞，因為濾芯在使用中端部會承受液體壓力和安裝施加力。依據標準NB/T 20486—2018 6.8節《額定軸向載荷》對試驗濾芯進行檢測[14]。試驗條件：72 h熱浸泡試驗后，將被試濾芯恢復到室溫，軸向施加載荷450 N的外力，保持5 min后對濾芯進行抗破裂性試驗。

濾芯抗破裂性是檢測濾芯結構耐壓差的能力。當濾芯被污染物完全堵塞，以及流量發生沖擊時，在濾芯的兩端將產生很大的壓差，會對濾芯的結構產生破壞。依據標準NB/T 20486—2018 6.7節《抗破裂特性》對試驗濾芯進行檢測[15]。試驗條件：試驗流量7.64 m3/h，濾芯最大壓差0.53 MPa。檢測結果如表6所示。

表6 濾芯抗破裂性和軸向載荷檢測結果

由表6可知：濾芯在5 min內承受450 N軸向載荷后順利通過抗破裂性試驗，表明濾芯能夠承受45 kg的軸向載荷。濾芯在壓差達到0.53 MPa后，30 min內沒有降低，且濾芯的過濾能力沒有降低，濾芯結構完整性檢測時濾芯初始冒泡點均高于潔凈濾芯的初始冒泡點，濾芯至少可承受0.53 MPa的壓差。

5 結論

本文研制的AP/CAP系列核電機組放射性水處理用水過濾器濾芯，從設計、研發、生產到性能檢測，嚴格按照技術規格書和行業標準要求執行，完全滿足核電廠所用濾芯的質量控制和技術指標要求。

1)濾芯生產工藝過程先進，具備了產業化和國產化的基礎，具有自主知識產權，技術自主可控，具有良好的經濟效益、社會效益和推廣應用前景；

2)研制的內進外出型筒式結構濾芯結構完整性良好，至少能夠承受45 kg的額定軸向載荷和0.52 MPa的抗破裂壓差，并在0.30 MPa的壓差下承受500次的脈沖，具有良好的耐流動疲勞特性。

3)所研制濾芯的過濾性能良好，具有良好的納污效果，過濾精度為5 μm和20 μm濾芯的過濾效率分別達到99.10%和99.90%，超過行業標準規定的最低過濾效率98%；且濾芯的壓降流量特性良好，在設計流量56.8 m3/h時，濾芯的潔凈壓差值是17.09 kPa，小于技術規格書要求的21 kPa，完全滿足技術規格書要求。