随着我国自主化研究和设计的第三代压水堆核电站华龙一号的开工建设,我国的核能研发和设计水平也上升到了一个新的阶段。新的系统及设备在反应堆停堆检修期间需要进行在役检查和维修,而从反应堆内取出的需要检修的设备或部件通常都带有放射性污染。为了检修人员在作业时不受到过量的辐射剂量,需要在设备拆解或维修前对部件进行去污操作,以降低设备表面和内部的放射性强度,即在役去污作业。在役去污工艺的的设计对核电站运行、维修的安全性和经济性具有重要的意义和价值。在役去污不同于其他类型的去污,对去污的方法、条件及检验标准都有特殊的要求。目前国内外的主要去污手段是物理和化学去污方法。通过分析和比较不同去污方法的优缺点和工艺特点,作了如下工作:(1)确定了化学去污为主、物理去污为辅的去污工艺,选择了适用该工艺的化学去污剂种类和主要成分;(2)对新的去污系统从系统运行的主要原则、去污设备的功能和结构、去污系统的工作流程、运行控制及事故工况下采取的措施、系统的布置方案等方面进行了分析和设计,以满足去污工艺的要求和人员的辐射防护安全;(3)在定性分析的基础上对系统的主要工艺参数进行了分析和计算,确定了系统运行的主要设计指标和监测量,包括喷嘴的水力特性,空气过滤设施的流阻分析,超声波的参数设计等;(4)专门研究了化学去污设备在运行和操作状态下箱盖的气密性和安全启闭的机构,并提出了与风阀联动控制的结构设计,提高了装置的安全性;(5)根据运行电站的反馈意见,对主泵水力组件的过滤部件的设计进行了改进,大大降低了去污过程中热点的产生概率;(6)根据相关国家标准和运行电站的管理经验,确定了一个去污效果评价的原则,并通过某核电站的去污工作对去污系统的设计进行了一定程度的检验,结果分析表明去污达到了预期的效果。(7)通过对在役去污的研究、分析,设计了一个应用于我国“华龙一号”核电站去污系统的方案,总结了今后在役去污领域发展面临的主要问题,阐述了今后研究和发展的方向和重点,为去污系统和设备的标准化设计提供了技术支撑,也为今后“华龙一号”核电站去污系统的施工设计提供了技术指导及方案选择。