內(nèi)陸AP1000核電廠放射性廢液處理系統(tǒng)設計改進

李俊雄，顧健，王曉偉，邱乙畝，王松平

(1.湖南桃花江核電有限公司，湖南省益陽市413000;2.海軍工程大學，武漢市430033)

0 引言

隨著國家環(huán)境保護政策的日益嚴格，我國對核電站放射性液態(tài)流出物也提出了越來越嚴格的排放要求，新的國家標準GB 6249—2011《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》［1］:“對于濱河、濱湖或濱水庫廠址，系統(tǒng)排放口處除3H、14C外的其他放射性核素的總排放濃度上限值為100 Bq/L，且總排放口下游1 km處受納水體中總β放射性濃度不得超過1 Bq/L，3H濃度不得超過100 Bq/L?！盇P1000核電廠的放射性廢液系統(tǒng)(waste liquid system，WLS)可處理反應堆在正常運行工況下產(chǎn)生的放射性廢液，也可處理設計基準事故(0.25%燃料破損率)下產(chǎn)生的廢液。對于放射性濃度為3.94×106Bq/L的源項廢液，WLS能夠?qū)⑵錆舛冉抵? 000 Bq/L以下，能夠滿足濱海廠址廢液排放要求［2］。內(nèi)陸AP1000核電廠必須對WLS進行改進，使其液態(tài)流出物排放滿足相應的限值要求。

本文結合AP1000核電廠放射性廢液來源及特性，對蒸發(fā)、反滲透、化學絮凝等廢液處理工藝的優(yōu)缺點進行比較，通過改變參考AP1000放射性廢液處理系統(tǒng)的工藝流程，采用大孔樹脂這一更好的吸附媒介和優(yōu)化樹脂床內(nèi)部結構等方法，加強放射性廢液處理系統(tǒng)的去污能力，以滿足內(nèi)陸AP1000核電廠的排放要求，并進行相應的試驗驗證。

1 AP1000核電廠廢液來源及特性

1.1 廢液主要來源

AP1000核電廠放射性廢液可分為4類:(1)含硼反應堆冷卻劑廢液。主要來自化容系統(tǒng)的下泄流、取樣疏水和一回路系統(tǒng)設備引漏疏水。(2)地面疏水和設備疏水。此類廢液可能含有高濃度懸浮固體顆粒雜質(zhì)，來自各廠房放射性區(qū)域地面和設備疏水。(3)洗滌廢液。來自電站熱水槽(人員去污)和淋浴器，其放射性濃度較低。(4)化學廢液。主要是放化實驗室和設備去污廢液。廢液的主要特性和產(chǎn)生量見表1［3］。

表1 AP1000核電廠放射性廢液來源與特性Tab.1 Sources and characteristics of radioactive waste liquid produced by AP1000 nuclear power plant

1.2 廢液的特性

放射性廢液所含核素，在水中多以陰/陽離子、原子或與水中酸堿離子、有機物形成其氧化物或復合物的微細膠體顆粒形態(tài)存在。其中如51Cr、54Mn、60Co、58Co、59Fe 和110mAg 均以亞 μm 級或膠體的微小顆粒形態(tài)存在，其顆粒大小為0.05～0.5 μm［4］。部分核素如 C、Cs、Na、Pu、Rb、Sb、Sr、U是以離子與原子形態(tài)存在，形成溶解性鹽類固體，對于這些核素通常使用離子交換吸附或化學沉淀反應的方式予以去除。

肉眼可見的固體顆粒大小為30 μm以上，可利用砂濾、顆?；钚蕴蓟蜻^濾器濾除;病毒、膠體與納米顆粒大小為0.01～0.1 μm，需利用超濾分離;溶解性鹽類固體、離子、原子與小分子有機物則需使用納濾或反滲透才能有效分離。

2 廢液處理系統(tǒng)改進原則

內(nèi)陸AP1000核電廠廢液處理系統(tǒng)的改進應根據(jù)AP1000 WLS的現(xiàn)狀，以及廢液源項、廢液產(chǎn)生量和處理目標，選用合適的工藝，使WLS能夠處理現(xiàn)實源項和設計基準源項工況下的冷卻劑流出液，并滿足我國最新相關廢物管理和排放規(guī)范要求。具體原則如下:

(1)充分利用WLS原有設備，避免對原WLS及核島廠房設計造成顛覆性影響;

(2)系統(tǒng)改進后的放射性廢液濃度控制值(除氚外)為70 Bq/L;

(3)改進方案應分別針對設計基準源項、現(xiàn)實源項2種工況，提出完整的處理工藝、布置方式、設備屏蔽要求、取樣與劑量監(jiān)測手段，并論證此工藝的可靠性，估算二次廢物的產(chǎn)生量;

(4)系統(tǒng)改進后在現(xiàn)實源項工況下應保證17 m3/h的處理能力，在設計基準源項工況下應保證5 m3/h的處理能力;

(5)系統(tǒng)工藝的選用應遵循二次廢物最小化原則，避免產(chǎn)生高放廢物及其包裝體;

(6)改進后的系統(tǒng)須合理布置在核島廠房的WLS離子交換床房間和監(jiān)測箱A房間內(nèi)，并充分考慮設備的國產(chǎn)化能力以及主要設備部件的結構設計與材料選取，保證設計壽命不低于60年;

(7)改進系統(tǒng)的設計與布置應充分考慮操作人員的輻射防護要求，應有利于設備的日常操作與維修保養(yǎng)。

3 廢液處理系統(tǒng)改進方案

3.1 各方案分析

放射性廢液中的放射性核素固有的放射性衰變特性無法改變，因此通常采取2種途徑進行處理，一是將放射性廢水排入水體，通過稀釋、衰變和擴散達到無害水平;二是將廢液中的核素收集、濃縮，然后將濃縮物進行隔離處置，任其自然衰減［5］。核電廠放射性廢液的處理主要采取后一種途徑。除了傳統(tǒng)的化學絮凝法、蒸發(fā)濃縮法和離子交換法外，近年來一些新型處理工藝也逐漸開始應用，如膜分離法［6］、電化學法［7］以及結合不同處理方法的綜合法等［8-9］。

AP1000核電廠WLS的標準設計中主要采用離子交換工藝。改進的WLS可考慮蒸發(fā)、反滲透和化學絮凝等工藝。表2對3種工藝的成熟度、國內(nèi)應用情況、去污因子、廠房適應性、二次廢物量等進行了比較。

表2 3種工藝方案的比較Tab.2 Comparison of 3 process schemes

通過表2比較可以看出，WLS增設化學絮凝處理裝置具有增加設備少、二次廢物量少、工藝成熟、實施性較強的優(yōu)點，可在輔助廠房布置。除此，化學絮凝工藝還具有以下優(yōu)點:

(1)由于去污機理不同，化學絮凝處理+過濾(GAC)+離子交換各工藝設備的去污功能并不重疊，處理對象各異，形成互補。

(2)補充化學絮凝工藝可顯著提高腐蝕產(chǎn)物的凈化能力。

(3)絮凝劑可根據(jù)水質(zhì)條件，實現(xiàn)高精度自動定量添加，反應聚合物由活性炭吸附截留，不會對下游離子床凈化效率產(chǎn)生負面影響。

(4)硼對于化學絮凝的影響甚微。硼作為水中電離性微弱的元素，通常幾乎不帶電荷［10］，絮凝的主要機理就是壓縮微粒表面的雙電層與電荷中和作用。

3.2 工藝系統(tǒng)改進

AP1000核電廠WLS標準化設計工藝流程如圖1所示。

圖1 AP1000核電廠WLS標準化設計工藝流程Fig.1 Standard design process of WLS in AP1000 nuclear power plant

由圖1可知，來自化容系統(tǒng)下泄流管線或反應堆冷卻劑疏水系統(tǒng)的反應堆冷卻劑廢液，通過真空除氣器，去除溶解氫和裂變廢氣后，經(jīng)排放泵將廢液送至指定的廢液暫存箱中。廢液暫存箱內(nèi)的廢液先通過前過濾器，然后進入深床過濾器。深床過濾器上部填裝有活性碳，下部填裝沸石濾料。廢液通過深床過濾器將顆粒雜質(zhì)和部分陽離子去除，再進入3臺串聯(lián)的離子交換樹脂床。每臺樹脂床都能旁通，最后2臺交換樹脂床的次序可以互換，以便充分利用樹脂的交換容量。廢液經(jīng)離子交換處理后，通過1臺后過濾器，將放射性顆粒物和碎粒樹脂阻截。處理后的廢液送入3臺監(jiān)控箱進行監(jiān)測排放［11］。

為了滿足內(nèi)陸廠址的廢液排放要求，對WLS進行了改進。改進后的工藝流程如圖2所示。

圖2 AP1000核電廠WLS改進后的工藝流程Fig.2 Design process of improved WLS in AP1000 nuclear power plant

工藝流程的改進主要包括3個方面(見圖2斜體字)。

(1)增加化學絮凝裝置?；瘜W絮凝裝置對放射性廢液進行化學預處理，對以膠體狀態(tài)存在的58Co、60Co、54Mn和110mAg等除腐蝕活化產(chǎn)物具有很好的去除效果。絮凝劑可采用自動加藥裝置進行精確投加，以防止過量絮凝劑對下游樹脂床造成影響。

(2)增設2臺樹脂床，用于設計源項工況下廢液的進一步處理。在設計源項工況下，新增的離子交換容量能將溶解性銫、碘等放射性核素去除。

(3)取消標準設計中的1個監(jiān)控箱，同時增加2個化學廢液箱，存儲人員淋浴和洗手廢液，將化學實驗室疏排水與洗滌劑疏水分開。

此外，為提高樹脂床的凈化效果，對樹脂床內(nèi)部結構進行改進，使廢液在床內(nèi)分布、流動更均勻，消除溝道及死區(qū)，使失效樹脂排放更徹底。同時，采用性能更優(yōu)的吸附介質(zhì)，將3臺離子交換床內(nèi)填充的樹凝膠型樹脂換成大孔樹脂。大孔樹脂具有很高的去除膠狀放射性核素鈷、銫的能力和較高的交聯(lián)度，即使在很高電導率和極端pH工況下，之前吸附的放射性核素脫落的現(xiàn)象不明顯［12］，而且具有更大的裂變產(chǎn)物交換容量以及對腐蝕產(chǎn)物、有機和無機離子的凈化能力。

3.3 試驗驗證

為了驗證改進后的工藝系統(tǒng)對廢液的處理效果，在美國阿拉巴馬州Joseph M.Farley核電廠采用實際廢液進行了小流程驗證試驗。試驗采用“化學絮凝+深床過濾(1臺)+離子交換(5臺)”的工藝對實際廢液進行處理。化學絮凝過程投加的藥劑為Nalcolyte 7134聚合物絮凝劑，深層床上部填充Calgon公司的顆?；钚蕴?，下部填裝TSM－140沸石，陽離子交換樹脂為Purolite C160H大孔苯乙烯系磺酸型陽樹脂，陰離子交換樹脂為Purolite A501P大孔苯乙烯系季銨型陰樹脂。

采用放射性濃度分別為6.16×104Bq/L和6.42×104Bq/L的廢水進行了2輪試驗，結果表明:改進后的工藝對廢水中的膠體具有很好的去除效果，膠體顆粒的去除率隨著絮凝劑投加量的增加而提高，凈化后的廢水放射性濃度低于50 Bq/L;改進后的工藝能夠滿足內(nèi)陸AP1000核電廠放射性廢液處理的要求。

4 結論

(1)通過對AP1000核電廠放射性WLS標準化設計工藝進行改進，使WLS能基本滿足內(nèi)陸核電廠在正常運行工況時，將放射性廢液處理至≤70 Bq/L的要求;驗證了化學絮凝工藝與深床過濾器結合對去除腐蝕活化產(chǎn)物的有效性。改進方案和驗證結果可供內(nèi)陸AP1000核電廠參考借鑒。

(2)改進后的工藝雖然能將廢液的放射性濃度降低到標準限值以下，但對廢液中的硼酸幾乎沒有凈化作用，如何控制內(nèi)陸AP1000核電廠向環(huán)境中排放的硼酸，是需要進一步研究的課題。

［1］GB 6249—2011核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定［S］.北京:中國環(huán)境科學出版社，2012.

［2］GB 14587—2011核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術要求［S］.北京:中國環(huán)境科學出版社，2011.

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