四○四厂动力堆元件后处理中间试验工厂调试计划设想.pdfVIP

核燃料后处理专业研讨会论文集 2003海口 呷。册』一动力堆元件后处理中间试验J．』’调试计划设想 四。四厂动力堆元件后处理中间试验工厂调试计划设想 杨鑫荣林懋贞 李思凡 核工业第二研究设计院 前言 调试是使安装好的后处理厂部件和系统运转并验证其功能是否符合设计要求和有关准则 的过程。麻合理地、循序进行调试工作，并必须自始至终确保安全。调试的目的在于验证：构 筑物、系统、部件及其仪表是否正确安装，因此首先应验收已安装的部件，其次进行各个单 独系统的试验．然后进行整个系统的试验，直到最终证明整个后处理厂能安全运行并符合没 计要求，达到预期的设计参数，获得合格的产品。 目前国家核安全局发布了《民用核燃料循环’发施安全规定》(HAF301)，该规定对调试仅 作J，原则性规定。该规定指出，民用核燃料循环设施(根据该规定的名词解释，核燃料循环 设施包括后处理厂)调试阶段必须制定调试大纲，以验证整个核燃料循环设施(特别是安全 重要物项)均已按批准的要求建成并能按设计意图发挥功能；同时收集安全运行所需要的基 础数据(特别是那些对安全具有特殊重要意义的部件和设备的诊断数据)和验证正常运行规 程的正确性。但国家核安全局并没有像核电站那样发布调试的核安全导则。因此，后处理调 试程序(包括调试计划)的编制缺乏指导性文件。 404厂动力堆元件后处理中间试验工厂(简称中试J一)系统繁多、技术复杂、核安全要 求高。中试厂本身又是一个中问试验工厂，也是我国自主设计的第一个动力堆元件后处理项 目，缺乏设计、调试和运行经验。因此，目前在没有核安全导则的情况下很难编制一个恰当 的调试计划。我们只能根据找到的有限的国外文献和国内过去军用后处理厂运行经验，编写 一个调试计划设想，为今后编制正式调试大纲作参考。在调试大纲中编制调试网络进度，详 细列出各阶段，各系统(包括子系统)调试内容和先后次序。在调试大纲中将详细列出正常 工况和可预期运行事故工况下调试方案和运行参数。调试大纲获得核安全局批准后，编制调 试各阶段的调试程序。热试验调试程序通过热试验检验并修改后，可作为=I．厂运行规程。由 1i没有后处理厂调试程序的核安全导则。因此，我们准备先编写调试大纲编制纲要。纲要报 核安全局批准后，正式编写调试大纲。 1 国外后处理厂调试进度 1．1 日本东海村后处理中间工厂 fj本东海村后处理中间工厂由英国核化学公司(NCP)完成初步设计，法国SGN公司完成 详细设计。技术和设备引进国外，部分设备由日本公司制造。工程由日本JGC和法国SGN联 成建安I：程，1978年lo月投入正式运行。 核燃料后处理专业研讨会论文集 2003海口 心0凹，。动力堆元件后处理中间试验工厂调试计划设想 该J‘调试计划如F： · 单体调试羽I水试(此阶段在建安阶段完成)1973．4～1974lO · 化学试验(酸试) 1974．10b1975．9 ● 冷铀试验 1975．9～19779 ● 热试验 1977．9～1978．10 ●投入运行 1978．10 从卜述进度可看出，东海村后处理中间工厂调试时间为5．5年。这里还要强调指出： (1)l发计工作由具有后处理设计和工程经验的法国SGN公司完成的。 (2)关键设备(剪切机、溶解器、混合澄清槽、蒸发器、密封泵、通风过滤器、混合澄清 槽流母控制装置和界面仪、Pu分析仪、窥视窗、取样工作台)和技术是从法国引进的。 (3)调试是法国SGN负责的 尽管如此，日本东海村后处理中间工厂至今未达到设计生产能力。设计能力为210吨／ 年．至今年生产能力仍未超过90吨。 1．2美国巴威尔榱燃料厂 - 美圈巴威尔核燃料厂设计处理能力5t／d，年处理能力1500t乏燃料。1971年开始建设， 1975年基本建成。 该，‘调研计划如下： ● 单体调试 1974．9～1976．9 ● 系统调试 1975．4～1976．9 ● 水试 1976．1～1976．9