王培駿 占建華 李寅光

【摘 要】廢液處理系統(tǒng)在正常運行工況下?lián)沃匾淖饔茫袚?dān)著儲存放射性廢液以及將其轉(zhuǎn)化成安全清潔的可排放液體，在電廠與外界形成一道堅強有力的安全屏障，并且阻止放射性廢液直接排放對外界環(huán)境造成不可逆的危害。廢液處理系統(tǒng)主要分為廢液的儲存和廢液的處理。然而作為中國第一座核電站秦一廠單元在未來將會迎來的退役中，由于核設(shè)施的檢修和退役工作伴隨著大量的放射性廢液的產(chǎn)生與廢液成分更加復(fù)雜的兩點特點將會給廢液處理系統(tǒng)帶來更大的運行負荷[1]。而目前廢液處理系統(tǒng)在正常運行工況下由于蒸發(fā)器結(jié)垢導(dǎo)致蒸發(fā)器在連續(xù)運行時會被中斷，蒸發(fā)效率不高等問題。本文針對廢液蒸發(fā)器結(jié)垢提出一些改進的方法，來優(yōu)化廢液的蒸發(fā)單元。

【關(guān)鍵詞】放射性廢液；蒸發(fā)處理；結(jié)垢

中圖分類號： TM623 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）27-0038-003

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.27.017

【Abstract】The waste liquid treatment system plays an important role in the normal operation condition，It is responsible for storing radioactive waste and converting it into safe and clean emissions，In the power plant and outside the formation of a strong security barrier，And to prevent the radioactive waste liquid directly from the environment and cause irreversible damage to the environment.The disposal system of the waste liquid is mainly divided into the storage of the waste liquid and the disposal of the waste liquid.However，as China's first nuclear power station Qin Shan nuclear plant in the future will Retired.Because of the maintenance and retirement of nuclear facilities，there are more complicated characteristics of the waste liquid and the composition of the waste liquid， which will bring greater operational load to the waste liquid treatment system.And the current waste treatment system in normal operating conditions due to the evaporator scaling cause the evaporator in continuous operation will be interrupted，and Evaporation efficiency is not high.In this paper， some improved methods are put forward to optimize the evaporation unit of the waste liquid.

【Key words】Radioactive waste liquid；Evaporation treatment；Fouling

1 秦一廠320MW機組廢液系統(tǒng)的相關(guān)介紹

中核核電運行管理有限公司一廠放射性廢液處理系統(tǒng)的設(shè)計比較新穎、獨特，能夠大大減少放射性固體廢物的產(chǎn)生量，為電站節(jié)約了廢物貯存場地和處理費用。自核電站投入運行以來，該系統(tǒng)較好地完成了放射性廢液的處理和排放功能。目前該系統(tǒng)設(shè)計的每年處理廢液總量約為3350M3，低放廢液1000M3高放廢液2350M3。廢液處理系統(tǒng)運行設(shè)計基準是系統(tǒng)能容納和處理電廠在正常運行和預(yù)期異常情況下所產(chǎn)生的最大預(yù)期廢液量和最大預(yù)期廢液放射性活度。本系統(tǒng)處理的廢液不能對公眾及操作人員造成任何有害的電離輻射。因此作為核電站廢液處理系統(tǒng)承擔(dān)著儲存放射性廢液以及將其轉(zhuǎn)化成安全清潔的可排放液體，在電廠與外界形成一道堅強有力的安全屏障，防止放射性廢液直接排放對外界環(huán)境造成不可逆的危害。所以放射性廢液處理系統(tǒng)在核電站中擔(dān)任著非常重要的角色。

1.1 廢液分類

廢液處理系統(tǒng)是用來收集、處理、監(jiān)測核電廠在正常運行、維修時產(chǎn)生的放射性廢液。并按照其放射性劑量確定向環(huán)境排放或在電廠內(nèi)復(fù)用。電廠通常根據(jù)廢液的放射性活度和化學(xué)雜質(zhì)含量來確定相應(yīng)的處理方式，秦一廠放射性廢液通常分成以下幾類。

秦山核電廠反應(yīng)堆一回路各系統(tǒng)設(shè)備、閥門和管道產(chǎn)生的疏水以及引漏水（清潔疏水， 簡稱T1廢水）；輔助系統(tǒng)產(chǎn)生的樹脂再生水，沖排水及設(shè)備去污洗滌水（工藝疏水， 簡稱T2廢水）；放射性設(shè)備間的地面清洗水（工藝疏水， 簡稱T3廢水）；T1、T2廢水經(jīng)處理后，可做為復(fù)用水，用于一回路設(shè)備去污清洗和設(shè)備室地面清洗，也可經(jīng)排放總管向外排放。T3廢水收集在T3水池，先進行就地取樣檢測，若廢水比活度≤3.7×102Bq/l，就直接排至排放總管，與冷卻海水混合排入海域，排放口比活度≤3.7×10-1Bq/l，若廢水的比活度>3.7×102Bq/l，則可送至T2水池，做為T2廢水處理。

其中T1廢水比活度較高，平均比活度為1.85×108Bq/L，這是由于T1廢液來源為：化容控制系統(tǒng)、硼回系統(tǒng)、取樣系統(tǒng)、反應(yīng)堆乏燃料水池冷卻和凈化系統(tǒng)、疏排系統(tǒng)等方面來的設(shè)備、管道低位疏水和泄漏水。而電廠在役時期，這些系統(tǒng)產(chǎn)生的廢水量較小，化學(xué)性質(zhì)單一，因此在廢液處理中產(chǎn)生的二次冷凝液可以在達到指標后回收利用，減少了實際廢液排放量。

T2廢水比活度為3.7×103Bq/L，當(dāng)設(shè)備有泄漏時，比活度可達3.7×105Bq/L，此比活度較T1廢液低，但一年的廢水量在1700m3，且化學(xué)成分除了T1廢液中所含的少量硼酸外，還可能含有由于酸堿去污和樹脂再生引入的硝酸和氬氧化鈉。實際通過過濾、離子交換和蒸發(fā)的方法，我們也可以將符合要求的廢液回收利用，減少實際廢液排放量。

T3廢水其化學(xué)組成視地面去污劑而不同，由于廢水來源可能是核島廠房地面清潔水，輔助廠房地面清潔水，輻射劑量監(jiān)測系統(tǒng)的低放排水，各地漏排水等可能存在的化學(xué)物質(zhì)較T1，T2復(fù)雜，但比活度較低很多，在取樣合格后可以直接排放。

1.2 廢液處理

本電站采用核工業(yè)成熟的處理放射性廢水的處理方法。即過濾、離子交換、蒸發(fā)。

過濾：它的功能是使用一種設(shè)施把不溶的顆粒、懸浮固體與流體混合物分開。這種流體混合物的大部分都能通過設(shè)施， 而一些固體物被保留。

離子交換：離子交換器是一種聚合電解質(zhì)從周圍溶液中跟相等電荷的游離子發(fā)生交換的裝置。聚合電解質(zhì)是一種樹脂小球，小球上微弱地附著一些離子，當(dāng)液體通過這種小球時，它將迅速用液體中相同電荷的離子交換小球上的離子?；旧嫌卸N類型的樹脂小球，稱為陽離子樹脂和陰離子樹脂。陽離子樹脂有以氫離子形式附著的正離子。陰離子樹脂有以氫氧離子形式附著的負離子。采用兩樹脂組合的離子交換器，稱為混合床離子交換器。為避免離子交換器表面和內(nèi)部有不可溶材料（為油或顆粒）積累引致離子交換器材料有效性的下降。應(yīng)當(dāng)通過適當(dāng)?shù)念A(yù)處理過濾。

蒸發(fā)：蒸發(fā)就是通過蒸餾溶液把溶液濃縮的過程。該過程留下了大部分固體，而凝結(jié)的蒸汽基本上是純水。

廢液蒸發(fā)器的主要操作是把接收來的溶液加以煮沸，煮沸使放射性氣體離開溶液。這種氣體被收集起來并送往廢氣系統(tǒng)。煮沸產(chǎn)生的蒸汽被收集、冷凝，得到的純水可再循環(huán)供重復(fù)使用。留在蒸發(fā)器底部的溶液稱為濃縮物。這種濃縮物的放射性物質(zhì)的濃度很高。送往固體廢物系統(tǒng)固化。

實際的廢液處理工藝流程往往是上述幾種方法的組合。

2 針對目前的處理方式時引發(fā)的問題

目前廢液蒸發(fā)屬于核電廠核島崗位頻度不低的日常操作，尤其在大修結(jié)束之后需要長期運轉(zhuǎn)，而目前廢液蒸發(fā)長期運轉(zhuǎn)除開受到缺陷的影響外，蒸殘液的參數(shù)將會影響是否滿足送固化要求?？刂浦笜藶楸戎?.14-1.25g/ml，pH（25℃）12-15，總鹽 200-300mg/ml，硼濃度<30000ppm，總β< 2.29E7Bq/l。按照以往運行經(jīng)驗以及2016年相關(guān)蒸殘液取樣分析結(jié)果，目前蒸發(fā)運行遇到一個比較明顯的問題是一次蒸發(fā)結(jié)束后、加堿送固化之前的取樣分析結(jié)果總鹽經(jīng)常超過控制值。下圖表1為2016年1月-6月廢液蒸殘液取樣分析總鹽結(jié)果。

其中7次取樣結(jié)果中有4次不滿足控制值要求。影響廢液蒸發(fā)長期運轉(zhuǎn)。而總鹽過高是蒸發(fā)器結(jié)垢一個直觀的反饋。

2.1 蒸發(fā)器結(jié)垢問題的闡述

秦一廠單元采用自然循環(huán)外加熱式蒸發(fā)器處理Tl和T2廢液，廢液經(jīng)砂濾器處理后進入預(yù)熱器（現(xiàn)實際中砂濾器已經(jīng)不用），再進入蒸發(fā)器進行蒸發(fā)。蒸餾液冷卻后自流到冷凝液槽；濃縮液自流到殘液揚液器，再用壓縮空氣輸送到固化系統(tǒng)。在實際廢液處理中經(jīng)常容易引起廢液蒸發(fā)器內(nèi)部結(jié)垢，流經(jīng)管路堵塞，最終導(dǎo)致蒸發(fā)效率不高，蒸殘液品質(zhì)不合格與重復(fù)性蒸發(fā)。大大加深了廢液蒸發(fā)的負荷。

2.2 根本原因分析及改進措施

蒸發(fā)器內(nèi)部結(jié)垢的原因可能是多種因素的集合，以下探討性的提出可能引起蒸發(fā)器內(nèi)部結(jié)垢的原因。

可能的原因一：秦一廠單元初期廢液系統(tǒng)中設(shè)置有砂濾器，其砂濾器設(shè)置在供料泵下游管線，供料泵的設(shè)計揚程為T1供料泵H為25m，T2供料泵H為50m，原設(shè)計中料液中的雜質(zhì)通過砂濾器過濾后再經(jīng)過預(yù)熱器，減少了料液中的懸浮顆粒與絮狀物。但目前由于砂濾器的調(diào)試工作一直沒有順利完成，存在諸多問題。

因此目前的運行方式中不包含砂濾器的使用，供料泵直接將料液打到預(yù)熱器通過一定的加熱再進入到蒸發(fā)器中加熱，直接旁通砂濾器會使得料液中的懸浮顆粒無法得到提前去除。這些無法提前去除的雜質(zhì)夾雜在料液中可能會導(dǎo)致在蒸發(fā)器中由于受熱而粘附在蒸發(fā)器內(nèi)壁中從而降低了傳熱系數(shù)，而且內(nèi)壁附著一定厚度的結(jié)垢物，也容易導(dǎo)致?lián)Q熱面積的進一步減少，原本一定的傳熱系數(shù)要求一定的換熱面積。傳熱系數(shù)的下降將會導(dǎo)致需要更多的換熱面積，但雙方面影響會進一步惡化傳熱效果。同時秦一廠單元機組廢液蒸殘液要求含硼量要控制在30000PPm，蒸發(fā)器液位刻度在23%時的體積為2M3。假設(shè)此時我們需要蒸發(fā)的是T1廢液，我們通過公式算得濃縮倍數(shù)與實際可處理的廢水。公式如下：

（1）濃縮倍數(shù)=進料體積/蒸殘液體積=蒸殘液鹽濃度/進料中鹽濃度=30000PPm/300PPm=100（倍）

（2）可處理廢水=蒸殘液體積×濃縮倍數(shù)=2M3×100=200M3

（3）運行時間=總處理量/處理速率=200M3/2M3/h=100（h）

通過自流蒸殘液取樣分析項目有總比放∑﹠、總鹽、PH值、硼濃度。而由于蒸發(fā)器內(nèi)壁結(jié)垢，導(dǎo)致蒸發(fā)器液位無法真實反映蒸殘液體積，因此進一步影響蒸殘液中的硼濃度可能無法滿足送往固化的要求數(shù)值。當(dāng)蒸殘液中硼濃度超標時我們通常將含有高硼濃度的料液通過重力流重新打回T2水池，或者加堿稀釋，這將有可能造成重復(fù)性蒸發(fā)。并且目前由于沒有有效的過濾懸浮顆粒和絮狀物，蒸殘液的總鹽偏高，導(dǎo)致去固化的管道堵塞。使得固化的接受受到一定的影響，不利于連續(xù)蒸發(fā)，影響效率。

可能的原因二：蒸發(fā)濃縮法是目前處理放射性廢液的主要方法之一，在利用加熱式蒸發(fā)器處理廢液的時候，在蒸發(fā)過程中往往會產(chǎn)生大量的泡沫，引起蒸汽發(fā)生器壓力和液位劇烈波動，并且大量的泡沫破裂會使得二次蒸汽中夾帶少許霧沫導(dǎo)致二次冷凝液品質(zhì)惡化，嚴重時會使蒸發(fā)過程被迫停止[2]。這是因為料液中PH如果呈弱堿性蒸發(fā)將會產(chǎn)生大量氣泡。目前秦一廠要求的蒸發(fā)原液PH控制在13附近，在蒸發(fā)初始階段往蒸發(fā)器倒入一定量的堿液，使得料液呈現(xiàn)強堿性。方法是按照30000mg/kg的硼濃度換算Na＼B比為1：1添加。按照目前經(jīng)驗來說，首次不可投入過多，因此分兩部分投加，一次200ml，一次300ml，總計500ml來完成轉(zhuǎn)化成偏硼酸鈉。但堿液的投加主要還是依靠多年的運行經(jīng)驗，由于廢液特性當(dāng)中如果過強堿也會使得蒸發(fā)過程中產(chǎn)生大量的泡沫，因此堿液的投加也不能過量。目前人工投加在實際操作中會存在取樣數(shù)值不如預(yù)期，如下表2、3所示：

上圖表2顯示2015年末的兩次廢液蒸發(fā)中，蒸殘液的取樣數(shù)據(jù)PH值少于要求的13（分析控制值為12-15），而值班日志中表明蒸發(fā)器已按照要求加堿液。表圖3顯示是2016年1月至6月幾次蒸殘液PH值，即便在加堿500ml時依舊有可能不能滿足控制要求。因此蒸發(fā)器PH的監(jiān)視工作僅依靠目前的設(shè)備會存在不夠直觀，不夠精準，并且在蒸發(fā)途中不可干預(yù)的問題。并且由于廢液PH控制曲線有非線性的特點，在中性點附近變化斜率較大，加堿效果明顯，但在其他區(qū)域斜率變化較緩。因此要控制蒸發(fā)器中料液PH在13附近在目前設(shè)備中起不到連續(xù)監(jiān)視與控制的效果。所以對于蒸發(fā)器料液進行在線監(jiān)測與自動控制PH是確保蒸發(fā)處理效果的關(guān)鍵之一。

改進措施：

上圖是設(shè)計的一個帶自動監(jiān)測與調(diào)節(jié)PH功能的系統(tǒng)，用來自動監(jiān)測蒸發(fā)器內(nèi)PH值大小并控制使蒸發(fā)器內(nèi)水質(zhì)PH在13附近。方法是通過蒸發(fā)器內(nèi)入口側(cè)與出口側(cè)PH值傳遞給計算機，計算出投加堿液的量后調(diào)節(jié)堿液到蒸發(fā)器的調(diào)節(jié)閥來達到自動加堿的功能，流量表監(jiān)測到的投加量反饋給計算機來核對實際投加量。攪拌器可在初次上料達到標定液位后間斷開啟來攪拌料液使得初次投加堿液更為精準。

可能的原因三：目前我們蒸發(fā)器是封閉不可觀測的，在一次連續(xù)的廢液蒸發(fā)后，蒸發(fā)器內(nèi)部還保留有一定的原液，待下次蒸發(fā)的間斷周期不定，容易導(dǎo)致原液冷卻后產(chǎn)生部分結(jié)晶體附著在蒸發(fā)器表面。并且前次蒸發(fā)存在的泡沫雜質(zhì)不能有效脫離蒸發(fā)器內(nèi)壁殘留于其中。蒸發(fā)器內(nèi)壁殘留的結(jié)垢體也會導(dǎo)致蒸發(fā)器液位測量管線堵塞，引起液位計缺陷，喪失監(jiān)視功能。而蒸發(fā)器由于是封閉不可觀測的，內(nèi)部的實際結(jié)晶狀態(tài)無法有效監(jiān)視，將會影響后續(xù)的蒸發(fā)。

改進措施：

由于蒸發(fā)器長期不對內(nèi)壁進行清理，可能會導(dǎo)致歷次蒸發(fā)的污垢結(jié)于加熱器內(nèi)壁影響后續(xù)多次蒸發(fā)。因此可以設(shè)計一項蒸發(fā)后的運行操作，用較為清潔的高壓液體連續(xù)沖洗蒸發(fā)器內(nèi)部，使得蒸發(fā)后產(chǎn)生的泡沫雜質(zhì)以及內(nèi)壁上附著的較為新鮮的結(jié)垢體得以剝離蒸發(fā)器內(nèi)壁，減少結(jié)垢體的殘留對于下次蒸發(fā)的影響。

3 結(jié)束語

核電廠放射性廢液蒸發(fā)器結(jié)垢問題的改善，是成功解決放射性廢液安全與經(jīng)濟運作以及系統(tǒng)長期穩(wěn)定運行的關(guān)鍵，更是減少大量放射性固體廢物產(chǎn)生量的核心關(guān)鍵。特別是針對未來退役期間核設(shè)施的退役工作伴隨著大量的放射性廢液的產(chǎn)生，這將會給廢液處理系統(tǒng)帶來更大的運行負荷。因此本文針對廢液系統(tǒng)運行中出現(xiàn)的問題做探討與根本原因分析。以致在未來更大的運行頻度下可以更加穩(wěn)定連續(xù)的運行，并且不至于給原本定量不大的固化系統(tǒng)造成過大的負荷。廢液處理系統(tǒng)作為核電一個承上啟下的分系統(tǒng)，如何改善蒸發(fā)器結(jié)垢問題將會在日常運行中獲得雙倍效益。

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