高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验
压水堆核电厂水下吸尘去污技术的开发与应用
压水堆核电厂水下吸尘去污技术的开发与应用摘要：核电从业者在放射性工艺系统本身或系统周围执行运行、维修和检查等工作中会受到不同程度的辐射照射，只有设法降低这些系统内部的沉积源项，才能降低作业现场的辐射场强度，减轻工作人员的剂量负担。
降低系统设备表面的沉积源项是一项系统工程，需要从材料替代、运行化学控制策略优化、去污技术的应用和工作实践改善等多个维度入手。
水下吸尘作为重要的去污技术之一，在核电厂中具有较广阔的应用前景，本文论述了堆芯水下吸尘的技术原理、实施方案和去污效果评价方法，并提供了典型的工作案例，指出了其中的优势与不足，为该技术的进一步优化和推广应用提出了改进方向。
关键词：辐射、沉积、源项、活度、放射性、污垢、水下吸尘、去污、过滤器、剂量率、职业照射、屏蔽、反应堆、真空泵、压力容器、活化、堆芯、中子。
1.背景由于异物的引入、材料的腐蚀磨损或燃料组件表面氧化物的脱落，会导致一些细小的放射性污垢吸附或沉积在反应堆压力容器底部、蒸发器水室、换料水箱底部、堆水池底部、大口径阀门的阀腔以及燃料传输管道等位置，虽然这些污垢中也夹杂着很多暂时无放射性或放射性水平轻微的金属颗粒物，但随着反应堆的长期运行和一回路冷却剂的循环流动，这些金属颗粒物进入堆芯中子辐射场后，就有可能在吸收中子后被活化，继而转变成为影响人员受照剂量的重要辐射源项，因此非常有必要通过一些去污技术来减少放射性系统中的污垢。
常见的去污技术包括机械去污和化学去污，机械去污一种通过物理方法去污的技术，主要包括高压水冲洗去污、超声波去污、吸尘去污、干冰去污和激光去污等多种技术，每一种去污技术都有各自的特点、优势和适用范围。
核电厂中的很多放射性设备，如泵、阀门和容器等，都可以在回路打开或设备解体后通过冲洗或人工擦拭的方式直接进行去污，但反应堆压力容器最为特殊，由于其内部具有较高的放射性，因此必须始终需要有足够的水作为生物屏蔽，这样工作人员也就无法直接进入反应堆内部实施人工去污，而必须借助远距离操作工具执行水下去污操作。
219440712_高温高压水浸没射流条件下液池内闪蒸特性探析
▋引言在压水反应堆系统发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，包含放射性产物的一回路冷却剂泄漏到二回路，裂变产物将可能直接通过蒸汽发生器排入大气，造成大量放射性核素外放的风险。
由于压水堆内一回路冷却剂运行压力及温度均远高于二次侧，根据不同的事故序列进程，当传热管破裂时，一回路冷却剂既可能产生大量相变并以蒸汽的形式进入到二次侧，也可能会以高压水的形式泄漏并在通过破裂口的过程中闪蒸，将放射性裂变产物带入到二回路。
二回路内的液相会与一回路排入的蒸汽相互作用，将一回路带入的放射性裂变产物滞留在二回路液相中，减少放射性物质向气相环境的释放。
高温高压水射流的过程中会对液池输入大量的动能和热能，所以在射流过程中液池内的水体会发生温度变化，另外还需要注意在这样的能量传递过程中高温高压水出现的闪蒸现象。
因此排放过程中液池的热工水力现象研究对一二回路之间的放射性物质分布有重要意义，所以本文将研究高温高压水淹没射流条件下池内的水力行为。
同时，传播并行优化相关科学知识。
关于闪蒸的相关问题，近20年间已经有大量学者进行了精细的研究，杨[1]等人研究了真空状态下未达到沸腾条件的水经过降压闪蒸后发生的现象，从此处得到启发进行含有一定过冷度条件的射流实验从而探索其中的规律；季[2-3]等人研究了在闪蒸室内不同温度、压力的水闪蒸后流量以及效率的关系，这为本文中浸没射流后闪蒸行为提供了重要的数据参考；赵[4]等人总结了近年来国内外学者对闪蒸特性的研究以及该研究在工程中的应用；景[5]与李[6]等人通过数值模拟计算方式，得到了不同初始条件下闪蒸状态发生的不同结果，吴[7]等人运用照相与PDA 技术观察了柴油闪蒸喷雾雾束形状与压力雾化的区别，研究了喷射压力和水温对喷雾特性的影响。
周[8-9]等人以制冷剂R134a 闪蒸喷雾为研究对象，得出了液滴速度和液滴直径随距离的变化规律。
Miyatake 等人[10]研究了射流初始温度为 60℃时，过热度、流速、喷嘴直径对闪蒸的影响，发现液体射流闪蒸速率比池水闪蒸快得多。
超高压水射流技术的应用
指导老师： 汇报人：
水射流加工(Water JetCuting)
：俗称“水刀加
工”。即是利用超高压(达数百MPa)水射流对各种材料进行切 割、穿孔和工件表层材料去除等加工。
超高压水射流应用广泛,在食品加工，机械加工，石油开 采，工业除锈等方面都有涉及。
一、清洁 二、灭菌 三、切割
超高压水射流灭菌方法的延伸：
1）牛奶保鲜：牛奶经 50MPa 处理，其微生物指标优于“巴
氏杀菌、灭菌乳卫生标准” 中巴氏奶的规定，250~300MPa 超高压奶的保质期可在冷链下保存 5 个月(巴氏奶为 3~5 天)。 2）白酒超高压水射流催陈研究：白酒经 50~300MPa 处理后， 香气优雅，酒体醇和，绵柔爽净，尤其空杯留香纯爽、持久，
谢谢！
2、超高压水射流切割技术的主要应用领域：
5）食品工业领域：用于切割松脆食品、菜、肉等，可减少
细胞组织的损坏，增加存放期。切割食品时，“数控水刀”
用数控装置可以控制其切割速度及路线，可以最大限度地保 持被切割物的营养成分，不会造成细菌传播且形状规整。 6）纺织工业领域：用于切割多层布料，提高切割效率，减 少边端损伤。水切割还广泛应用于服装裁剪、制鞋下料等，
一、清洁
4、箱/罐容器清洁。这是工业清洁中比较难的清洗方式，
比如一个反应釜，一个罐体，操作人员不可能带着机器下
到罐里清洁，这样有很大的危险性，必须采用良好的设备
或良好的工具才能够在罐内做到清洗，所有厂家都会选择 三维罐内清洗方式。比如采用超高压水的压力，在罐内进 行良好清洗，可以做到无死点。
三维罐内清洗系统：包括高压清洗机抽液及抽水系统、长
一、清洁
2、表面处理及清洗。沥青、混凝土或金属涂层在浇
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
反应堆退役技术现状及展望
反应堆退役技术现状及展望在能源的大海中，核能犹如一艘巨轮，载着人类社会前行。
然而，随着时间的流逝，一些老旧的反应堆如同疲惫的船只，需要被妥善地引导至港湾，进行退役和拆解。
这一过程，既是对过往岁月的告别，也是对未来安全与环保的守望。
首先，我们需认识到退役技术的复杂性。
这不仅仅是一项简单的拆除工作，而是一场涉及物理、化学、生物等多学科知识的大考。
它要求我们在确保人员安全的前提下，精确地移除放射性物质，防止其泄露或扩散。
这就像是一位细心的医生，在不伤害病人的情况下，准确地切除病灶。
目前，全球范围内已有多个反应堆完成了退役。
这些案例如同一座座灯塔，照亮了后来者的路。
然而，每个反应堆都有其独特性，因此退役方案也需量身定制。
这就像是为每一位顾客量身定做的衣服，只有最合适的才是最好的。
在退役过程中，新技术的应用如春风拂面，带来了新的希望。
例如，远程操作技术和机器人技术的进步，使得我们可以在安全的距离内完成高风险的任务。
这就像是在战场上使用无人机进行侦查和打击，既有效又安全。
然而，我们也应看到，退役技术的发展并非一帆风顺。
资金投入巨大、技术研发周期长等问题如同拦路虎，阻碍了前进的步伐。
此外，国际标准的缺失也使得各国在执行过程中难以形成合力。
这就像是一场没有规则的比赛，参与者各自为战，难以达到最佳效果。
展望未来，我认为退役技术将朝着更加智能化、绿色化的方向发展。
智能化意味着更多的自动化和远程操作，减少人员的直接接触；绿色化则代表着在退役过程中更加注重环保和资源的循环利用。
这就像是未来的城市，既智能又宜居。
在此过程中，政府的角色不容忽视。
他们应制定明确的政策和标准，引导企业和社会共同参与。
同时，加强国际合作也是关键。
毕竟，核安全是全人类共同的责任和挑战。
最后，我想说，退役技术的研究和应用就像是一场接力赛。
每一位参与者都承载着前人的经验和期望，同时也为后来者铺平道路。
让我们共同努力，为这项充满挑战但又至关重要的工作贡献自己的力量。
《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及的清洁能源
《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及的清洁能源日前，有关部门印发了《中国制造2025-能源装备实施方案》，那么《中国制造2025-能源装备实施方案》涉及什么清洁能源?下面就由给大家讲讲吧。
国家发改委、工信部、国家能源局6月20日印发《中国制造2025 能源装备实施方案》(下称《方案》)，围绕确保能源安全供应、推动清洁能源发展和化石能源清洁高效利用三个方面，确定了煤炭绿色智能采掘洗选装备、油气储运和输送装备等15个领域的发展任务，并明确资金支持、税收优惠、鼓励国际合作等五大保障措施。
《方案》提出，2020年前围绕推动能源革命总体工作部署，突破一批能源清洁低碳和安全高效发展的关键技术并开展示范应用，制约性或瓶颈性装备和零部件实现批量化生产和应用，有力保障能源安全供给和助推能源生产消费革命。
2025年前的行动目标是，新兴能源装备制造业形成具有比较优势的较完善产业体系，总体具有较强国际竞争力。
有效支撑能源生产和消费革命，部分领域能源技术装备引领全球产业发展，能源技术装备标准实现国际化对接。
以下为清洁能源相关内容：水力发电依托水电项目建设开发100 万千瓦级混流式水轮发电机组;单机容量25万千瓦级轴流转桨式水轮发电机组和单机容量50万千瓦级;1000 米水头以上高水头大容量冲击式水轮机组;研发水电智能生产管理系统：开发水电智能一体化生产管理和运行控制平台、状态检修智能决策支持系统、工程安全智能分析评估系统、智能应急指挥处置系统、智能安全防护管理系统等。
试验示范：依托国家核准和《水电发展十三五规划》及相关能源中长期战略规划中具备条件的水电项目，推动完成技术攻关设备的试验示范。
应用推广：鼓励后续相关水电项目承担推广应用任务。
抽水蓄能单机40 万千瓦级、500 米水头以上高水头大容量抽水蓄能机组;调速范围10%可变速抽水蓄能机组;试验示范：依托《水电发展十三五规划》及相关能源中长期战略规划中具备条件的水电项目，推动高水头抽水蓄能装备和完成技术攻关设备的试验示范。
压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求-最新国标
目次6.1 反应堆换料设计与换料安全评价 .................................................. 3 6.2 换料安全评价方法与要求 ........................................................ 3 6.3 关键安全参数选取原则 .......................................................... 4 范围..............................................................................1规范性引用文件....................................................................1术语和定义........................................................................1缩略语............................................................................2核电厂工况分类....................................................................3换料安全评价通用要求123456..............................................................36.4换料安全评价软件要求 .......................................................... 4 7 通用关键安全参数评价要求 .......................................................... 4 7.1 反应堆动力学通用关键安全参数 .................................................. 4 7.2 DBC-1工况包络功率分布的通用关键安全参数 ....................................... 5 7.3DBC-2工况反应堆保护定值的通用关键安全参数 ..................................... 5 8 特定关键安全参数评价要求 .......................................................... 6 8.1 硼稀释事故 .................................................................... 6 8.2 控制棒落棒事故 ................................................................ 7 8.3 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故 .................................. 8 8.4 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故 .......................................... 9 8.5 控制棒弹出事故 ................................................................ 9 8.6主蒸汽管道破裂事故 ........................................................... 10 9 报告编制要求 ..................................................................... 11 9.1 换料安全分析检验清单 ......................................................... 11 9.2 换料安全评价报告 . (11)压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求1范围本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料设计中的安全评价通用要求，给出了换料安全评价采用的方法和评价所需的通用关键安全参数与特定关键安全参数。
CPR1000核电站堆芯测量系统密封段试验平台设计与验证
第30卷 第5期2023年5月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.302023 No.5CPR1000核电站堆芯测量系统密封段试验平台设计与验证李 岩（中广核研究院有限公司 北京分公司，北京 100086）摘 要：CPR1000核电站堆芯中子注量率测量系统，简称RIC 系统，是核电站重要的仪表系统。
本文根据RIC 系统密封段高温和高压的试验要求，设计了密封段试验平台，主要包括高压模块设计，高温模块设计和软件设计。
完成软件和硬件的设计后，对设计平台进行测试验证，结果符合设计精度要求，达到堆芯中子注量率测量系统密封段和密封圈高温高压试验的要求，为密封段和密封圈的国产化提供了试验平台。
该系统结构简单，易于扩展，能够满足测量精度，提高了系统的可靠性。
关键词：RIC ；密封段；试验平台；高温模块；高压模块中图分类号：TL816 文献标志码：ADesign and Realization of Seal Nozzle Test Platform for In-CoreInstrumentation System CPR1000 Nuclear PlantLi Yan（China Nuclear Power Technology Research Institute, Beijing Division, Beijing,100086,China ）Abstract：In-core instrumentation system of CPR1000 nuclear power plant, referred to as RIC system, is an important instru-ment system of nuclear power plant. According to the high temperature and high pressure test requirements of the seal nozzle of the RIC system, the test platform of the seal nozzle is designed in this paper, mainly including the high pressure module design, the high temperature module design and the software design. After completing the design of software and hardware, the designed platform was tested and verified, and the results met the design accuracy requirements, reached the requirements of the high temperature and high pressure test of the seal nozzle and seal rings of the RIC system, and provided a test platform for the localization of the seal nozzle and seal rings. The system has simple structure and is easy to expand. It can meet the measurement accuracy and improve the reliability of the system.Key words：RIC ；seal nozzle ；test platform ；high temperature module ；high pressure module收稿日期：2023-02-08作者简介：李岩（1978-），男，北京人，本科，工程师，副总工程师，研究方向：核电电气仪控。
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第38卷第4期原子能科学技术Vol.38,No.4 2004年7月Atomic Energy Science and TechnologyJ uly 2004高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验韩建平,侯永明,付云杉(兰州核燃料厂,甘肃兰州 732850)摘要:在反应堆退役工程中使用高压水清洗技术对反应堆工艺运输水池、工艺房间、密闭水池和一些特殊设备进行了清洗去污。
通过施工前的工程验证试验及工程施工,取得了高压水清洗技术应用于大型核设施去污的1套技术数据。
同时针对特殊情况进行了技术改进,使该技术在核设施退役领域中得到进一步完善。
关键词:高压水清洗;清洗去污;技术数据中图分类号:TL949 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0420373206Check Experiment of the High Pressure W ater W ashing T echnologyUsed to the Decommissioning of R eactorHAN Jian 2ping ,HOU Y ong 2ming ,FU Yun 2shan(L anz hou N uclear Fuel Com plex ,L anz hou 732850,China )Abstract : High pressure water washing technology has been widely applied in the field of the decommissioning of nuclear facilities ,and it is used to wash the sump for craft conveyance ,the craft workshop ,the hermetic sump ,and some other nuclear equipments as well.We have got a set of technical data correlated with high pressure water washing technology by comparing the situations between the test before and after the washing work.At the same time ,we also improve our technique on some special cases ,which made the high pressure water washing technology more prefect in the field of the decommissioning of nuclear facili 2ties.K ey w ords :high pressure water washing ;decontamination ;technical data收稿日期:2003207228;修回日期:2003211216作者简介:韩建平(1968—),男,江苏泗阳人,高级工程师,反应堆工程专业 高压水清洗去污技术是水射流技术的发展,它以其广泛的通用性和对环境的无害性在清洗行业中得到迅速发展和应用[1]。
1994年,首次将高压水射流技术应用于反应堆退役领域,并根据工程的需要,先后进行了工艺运输水池、工艺房间、密闭水池、箱井水斗和一些特殊设备的高压水射流清洗去污技术研究[2],取得了高压水清洗技术应用于大型核设施去污的相关技术数据。
本文根据国内反应堆退役工程的实际,介绍高压水清洗去污技术在反应堆退役工程中的应用情况,并针对特殊情况进行技术改造,以使该技术在核设施退役领域中得到进一步完善。
1 技术路线1)对清洗对象进行现场调查,以利于工程实施的现场改造和现场安排;2)进行工程试验,选定技术参数;3)研制清洗去污专用工程装置;4)编制工程清洗去污方案;5)工程施工及效果验证。
2 工程试验及技术参数的选定由于清洗对象的功用不同,因而各自特征不同:工艺运输水池为深池、大面积锈蚀污染;密闭水池进口狭小,通气性差,内部作业环境恶劣;工艺房间数量多,墙面、地面由不同材料组成;特殊设施则主要包括成群流量系统、湿度信号系统等,其特征是管束密集、纵横交错,机具难进入其间进行清洗。
这些清洗对象共同特征是大都为强辐射场,人员无法就近直接作业。
为此,根据不同去污对象的特征相应研制出清洗工程装置和机具,通过工程装置与喷射机具相配合,可大大加快施工进程,减少施工人员受照。
为检验高压水射流技术在核设施退役清洗去污工程上的可行性,保证高压水射流技术在工程中的合理使用,须通过试验来获取喷射压力、流量、时间及产生的二次废液量等数据。
另外,需针对不同的去污对象,选择合适的喷射机具以达到最佳的去污效果。
工程试验中选择1个工艺运输水池(长512m、宽317m、高616m,其中,垂直长度方向有2个高3m的隔墙将水池中下部等分为3个池格)、8个工艺房间(包含7种不同材质)以及与热点房间特殊设施结构相仿的试验台架作为试验对象进行清洗去污试验。
通过试验,取得的技术数据列于表1、2。
工艺运输水池壁面去污采用杉野高压水射流装置,配以可向三维空间喷射的旋转喷头,去污实验分为3格、3层和后续3点进行。
实验结果表明:采用旋转喷头,距壁面1m,在30MPa高压水射流作用下,喷射30min,可有效去除池壁或池底的锈垢,剥离钢覆面的氧化层,去污率达98%以上。
严密性监测系统、湿度信号系统、下部水系统所在的房间管束排列密集,相互遮掩,作业空间狭小。
由于检修等原因,这些房间内的放射性污染水平较高,给清洗去污造成了很大的难度。
为了检验不同的机具、喷射角度、水压、喷射距离与喷射时间所达到的去污效果,在试验中分别采用“喷射枪”、“硬杆枪”、“旋转喷头”等3种喷射机具,采用“喷射枪”横扫、纵扫、45°摆动扫,“硬杆枪”在管束内伸缩清洗,“旋转喷头”三维空间喷射等方式进行试验。
射流时间为2～9min,喷射压力28～50MPa。
进行了多组试验,试验结果列于表3。
放射性密闭水池的清洗技术参数主要根据表1 工艺运输水池高压水去污工艺参数与效果T able1 T echnological parameter and effects of the sump for craft conveyance w ashedby high pressure w ater清洗对象水压/MPa射流时间/min清洗前比活度/(Bq・kg-1)污染水平/(Bq・cm-2)清洗后比活度/(Bq・kg-1)污染水平/(Bq・cm-2)表面状况池壁30301128×1082134×1031122×1083105×102表面氧化层剥离池底30302113×1087178×1039154×1072139×102表面氧化层剥离 注:比活度指样品的放射性活度除以该样品的总质量473原子能科学技术 第38卷表2 工艺房间高压水射流去污工艺参数T able2 T echnological parameter of the craft w orkshopw ashed by high pressure w ater blasting序号清洗对象水压/MPa去污面积/m2射流时间/min废液量/L废液放射性浓度/(Bq・L-1)1塑料地面40536009189×1032油漆墙面40236002125×1033瓷砖地面404714004水磨石地面40410661412805198×1035水泥砂浆地面3011241637416112×1046碳钢地面404121837241165×1027不锈钢地面256141720588110×1028不锈钢地面30631325311105×1029不锈钢地面4061618733686124×102表3 高压水清洗模拟试验台架试验参数与效果T able3 T echnological parameter and effects of the emulation experiment setw ashed by high pressure w ater序号喷射机具喷射压力/MPa时间/min距离/cm清洗方式清洗效果(表面氧化层剥离排数)1喷射枪4621625～10横扫3 2喷射枪4621635～1045°侧向横扫7 3喷射枪4661235～1045°摆动扫11 4硬杆枪42917直进直出11 5硬杆枪508153直进直出11 6旋转喷头286167最近点5定点喷射2～3 注:模拟试验台架是指为冷试而依照去污对象的实际结构和尺寸制造的模型清洗去污效果决定。
在施工中,碳钢覆面水压一般为30～40MPa,不锈钢覆面水压在50MPa以上,清洗时间1～2min。
如采用杉野配地板清洗机清洗碳钢覆面,水压选择为30～40MPa,流量为160～200L/min,喷嘴距去污面的距离约40cm,清洗时间1～2min。
使用其它高压水射流装置及喷头组合,在水压、流量确定情况下,也可通过调整喷射距离及时间来保证清洗效果。
3 清洗去污工程装置311 工艺运输水池清洗工程装置工艺运输水池(1719m×6m,深22125m)壁面γ剂量率为280～12640μGy/h。
在这样强的辐射场中大面积高空作业,难度较大。
为解决壁面高、去污面积大、强辐射场去污作业的难题,专门研制了一套清洗去污工程装置。
配合清洗机具,实现了遥控清洗去污作业,提高了工程效率,减少对清洗人员的辐照,去污效果较好。
清洗工程装置由长6m的桥式支架、组装后升降高度可控制在22m的梯式升降装置、直径600mm并带有4个喷嘴的地板清洗机、滑动小车、导轨和滚动作业小车等组成(图1)。
地板清洗机和滑动小车在桥式支架的两端,通过1个活动刮板与装在导轨上的滚动作业小车相联接。
操作人员在水池防护盖板敷设的导轨上推动作业小车,可使高压水地板清洗机边旋573第4期 韩建平等:高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验转喷射高压水边横向移动,打出宽40cm 的去污带,平均去污速率可达20m 2/h。
图1 工艺运输水池清洗工程装置示意图Fig.1 Sketch of the equipment used to the sump for craft conveyanceby high pressure water在工程装置研制过程中,为了检验清洗工程装置使用性能,进行了工程装置清洗功能及参数综合试验。