本发明属于重水升级用精馏填料性能稳定性测试，具体涉及一种核电站精馏填料性能稳定性检测装置和方法。
背景技术：
1、填料是精馏工艺中的核心构件，它为汽液两相间热、质的传递提供了有效的相界面，只有性能优良的填料再辅以理想的塔内件，才能保证精馏分离效率。由于核电站介质与常规化工最大的区别是带有放射性，不同于常规化工能够很方便的更换填料，核电站更换的填料属于放射性固体废物，其后处理不仅周期长，而且费用高；因此，在核电站精馏装置的填料不仅要求性能优良，而且需要在寿期内能够保持性能稳定，减少填料更换带来大量放射性固体废物的困扰。但是，目前国内或者国际上还没有关于核电站精馏填料性能稳定性测试装置和方法。发布填料稳定性检测的相关标准和方法。
技术实现思路
1、本发明的目的是提供一种操作简单、重复性好、成本低且适合多种核电站精馏填料性能稳定性测试的核电站精馏填料性能稳定性检测装置和方法。
2、为了实现上述目的，本发明提供如下技术方案：
3、一种核电站精馏填料性能稳定性检测装置，包括精馏塔、填料、加热器、冷凝器、液体分布器和真空泵机组；所述精馏塔顶部设有一个出口和一个取样口，所述精馏塔上部设有一个进口，所述精馏塔底部设有一个进口和一个取样口，所述精馏塔顶部的取样口用于精馏塔顶部取样，所述精馏塔底部的取样口用于精馏塔底部取样；所述精馏塔内部中部填充填料，所述精馏塔内部底部设有加热器，所述精馏塔内部上部设有液体分布器；所述精馏塔顶部出口管线连接冷凝器一进口，所述冷凝器出口与精馏塔上部进口管线连接，所述真空泵机组出口与冷凝器另一进口管线连接。
4、进一步地，所述填料为核电站精馏填料，作为优选地，所述填料为重水升级用精馏填料或重水除氚用精馏填料。
5、作为优选地，所述重水升级用精馏填料为波纹板丝网填料cy-700、cy-800和cy-900中的一种或几种；所述重水除氚用精馏填料为氧化铜丝网规整填料。
6、进一步地，所述精馏塔为不锈钢塔器，底部为塔釜，塔釜内部设有加热器，塔釜设有进口，塔釜外部设有进料阀和液位计，所述进料阀与进口管线连接，所述精馏塔顶部、上部和中部均设有温度计和压力表。
7、作为优选地，所述加热器为电加热器。
8、作为优选地，所述冷凝器为列管式换热器，包括管程和壳程；所述管程顶部设有一个进口，所述管程底部设有一个出口；所述壳程顶部设有两个进口，所述壳程底部设有一个出口；所述冷凝器管程顶部进口连接冷却水进口管线，所述冷却水进口管线上设有进水阀；所述冷凝器管程底部出口连接冷却水出口管线，所述冷却水出口管线上设有出水阀；所述冷凝器壳程顶部一进口与精馏塔顶部出口管线连接，所述冷凝器壳程底部出口与精馏塔上部进口管线连接，所述冷凝器壳程底部出口与精馏塔上部进口连接的管线上设有疏水阀和温度计。
9、进一步地，所述真空泵机组包括真空泵和真空缓冲罐，所述真空泵入口与真空缓冲罐管线连接，所述真空泵出口与冷凝器壳程顶部另一进口管线连接；所述真空泵入口与真空缓冲罐连接的管路上设有放空阀，所述真空泵出口与冷凝器壳程顶部进口连接的管路上设有进气阀；所述真空泵为卧式安装的自吸式气液混合泵，所述真空泵机组的过流不见采用不锈钢材料精铸制成。
10、作为优选地，所述液体分布器为管式分布器、喷射式分布器或孔盘式分布器中的一种，用于将精馏物均匀分布在填料上。
11、进一步地，所述进料阀、放空阀、进气阀、进水阀、出水阀和疏水阀均为气动阀或手动阀中的一种。
12、本发明还提供一种核电站精馏填料性能稳定性检测方法，包括如下步骤：
13、步骤一、将重水升级用精馏填料装入精馏塔中部，在精馏塔底部加入精馏物；
14、步骤二、启动装置运行，装置运行稳定后，进行一次填料性能稳定性测试，获得填料性能稳定性初始参数；
15、步骤三、重复完成3-5轮填料性能测试，最后一轮填料性能测试获得填料性能稳定性最终参数；
16、步骤四、对比分析填料性能稳定性初始参数和填料性能稳定性最终参数变化情况。
17、进一步地，所述填料稳定性参数包括：填料表面微观结构，填料表面亲水性，填料分离性能和精馏塔压降；其中，填料表面微观结构通过场发射扫描电子显微镜检测；填料表面亲水性通过接触角测量仪检测；填料分离性能通过电感耦合等离子光谱发生仪检测，填料分离比为精馏塔底部的重水浓度与精馏塔顶部的重水浓度的比值；精馏塔压降通过精馏塔顶部、上部和中部的压力表检测。
18、进一步地，步骤三中，一轮填料性能稳定性测试，包括如下步骤：重复十次装置启停后，启动装置运行，装置运行稳定后，测试一次填料性能稳定性测试，计算分析获得填料性能稳定性参数。
19、进一步地，步骤三中，第一轮填料性能稳定性测试的第一次装置启停为：获得填料性能稳定性初始参数后，停止装置运行；其余每次装置启停包括如下步骤：启动装置运行，装置运行稳定后，停止装置运行，装置温度和压力降至常温常压。
20、作为其中一个优选方案，所述精馏物为含氘水，装置运行过程中，通过精馏将含氘水中的重水和轻水分离。
21、作为其中一个优选方案，所述精馏物为含氚重水，装置运行过程中，通过精馏将含氚重水中的重水和氘氚水分离。
22、本发明的有益技术效果：
23、本发明的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，实现对核电站精馏填料在使用寿期内性能稳定性检测，降低了核电站精馏填料在大量工程化应用中的投资风险，同时，通过该装置的检测试验，可以获得核电站精馏填料性能参数，为填料工程化应用的设计提供可靠的设计输入，降低设计余量，控制投资成本。
1.一种核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，包括精馏塔(1)、填料(2)、加热器(3)、冷凝器(4)、液体分布器(13)和真空泵机组；所述精馏塔(1)顶部设有一个出口和一个取样口，所述精馏塔(1)上部设有一个进口，所述精馏塔(1)底部设有一个进口和一个取样口；所述精馏塔(1)内部中部填充填料(2)，所述精馏塔(1)内部底部设有加热器(3)，所述精馏塔(1)内部上部设有液体分布器(13)；所述精馏塔(1)顶部出口管线连接冷凝器(4)一进口，所述冷凝器(4)出口与精馏塔(1)上部进口管线连接，所述真空泵机组出口与冷凝器(4)另一进口管线连接。
2.根据权利要求1所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述填料(2)为核电站精馏填料。
3.根据权利要求2所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述填料(2)为重水升级用精馏填料或重水除氚用精馏填料。
4.根据权利要求3所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述重水升级用精馏填料为波纹板丝网填料cy-700、cy-800和cy-900中的一种或几种；所述重水除氚用精馏填料为氧化铜丝网规整填料。
5.根据权利要求1所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述精馏塔(1)为不锈钢塔器，底部为塔釜，塔釜内部设有加热器(3)，塔釜设有进口，塔釜外部设有进料阀(7)和液位计(12)，所述进料阀(7)与进口管线连接，所述精馏塔(1)顶部、上部和中部均设有温度计和压力表。
6.根据权利要求5所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述进料阀(7)为气动阀或手动阀中的一种。
7.根据权利要求1所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述加热器(3)为电加热器。
8.根据权利要求1所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述冷凝器(4)为列管式换热器，包括管程和壳程；所述管程顶部设有一个进口，所述管程底部设有一个出口；所述壳程顶部设有两个进口，所述壳程底部设有一个出口；所述冷凝器(4)管程顶部进口连接冷却水进口管线，所述冷却水进口管线上设有进水阀(10)；所述冷凝器(4)管程底部出口连接冷却水出口管线(6)，所述冷却水出口管线(6)上设有出水阀(11)；所述冷凝器(4)壳程顶部一进口与精馏塔(1)顶部出口管线连接，所述冷凝器(4)壳程底部出口与精馏塔(1)上部进口管线连接，所述冷凝器(4)壳程底部出口与精馏塔(1)上部进口连接的管线上设有疏水阀(14)和温度计(15)。
9.根据权利要求8所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述进水阀(10)、出水阀(11)和疏水阀(14)均为气动阀或手动阀中的一种。
10.根据权利要求1所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述真空泵机组包括真空泵(5)和真空缓冲罐，所述真空泵入口与真空缓冲罐管线连接，所述真空泵(5)出口与冷凝器(4)壳程顶部另一进口管线连接；所述真空泵入口与真空缓冲罐连接的管路上设有放空阀(8)，所述真空泵(5)出口与冷凝器(4)壳程顶部进口连接的管路上设有进气阀(9)。
11.根据权利要求10所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述真空泵(5)为卧式安装的自吸式气液混合泵，所述真空泵机组的过流不见采用不锈钢材料精铸制成。
12.根据权利要求10所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述放空阀(8)和进气阀(9)均为气动阀或手动阀中的一种。
13.根据权利要求1-12任意一项所述的核电站精馏填料性能稳定性检测装置，其特征在于，所述液体分布器(13)为管式分布器、喷射式分布器或孔盘式分布器中的一种。
14.一种核电站精馏填料性能稳定性检测方法，其特征在于，包括如下步骤：
15.根据权利要求14所述的核电站精馏填料性能稳定性检测方法，其特征在于，所述填料稳定性参数包括：填料表面微观结构，填料表面亲水性，填料分离性能和精馏塔压降；其中，填料表面微观结构通过场发射扫描电子显微镜检测；填料表面亲水性通过接触角测量仪检测；填料分离性能通过电感耦合等离子光谱发生仪检测，填料分离比为精馏塔(1)底部的重水浓度与精馏塔(1)顶部的重水浓度的比值；精馏塔(1)压降通过精馏塔(1)顶部、上部和中部的压力表检测。
16.根据权利要求14所述的核电站精馏填料性能稳定性检测方法，其特征在于，步骤三中，一轮填料性能稳定性测试，包括如下步骤：重复十次装置启停后，启动装置运行，装置运行稳定后，测试一次填料性能稳定性测试，计算分析获得填料性能稳定性参数。
17.根据权利要求14所述的核电站精馏填料性能稳定性检测方法，其特征在于，步骤三中，第一轮填料性能稳定性测试的第一次装置启停为：获得填料性能稳定性初始参数后，停止装置运行；其余每次装置启停包括如下步骤：启动装置运行，装置运行稳定后，停止装置运行，装置温度和压力降至常温常压。
18.根据权利要求14所述的核电站精馏填料性能稳定性检测方法，其特征在于，所述精馏物为含氘水，装置运行过程中，通过精馏将含氘水中的重水和轻水分离。
19.根据权利要求14所述的核电站精馏填料性能稳定性检测方法，其特征在于，所述精馏物为含氚重水，装置运行过程中，通过精馏将含氚重水中的重水和氘氚水分离。
