CN105510067A - 核电站蒸发装置的综合性能验证方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其包括以下步骤：在蒸发装置的蒸馏液排出管线上增设连接回蒸发装置进料管线的蒸馏液复用支管，并配制合适浓度的含硼试验料液；开启蒸发装置，将硼浓度不低于寿期初反应堆堆芯最大硼浓度的试验料液做为进料液，试验过程中，蒸馏液不对外排放而返回至进料管线做为进料液进行复用，使得进料液中的硼浓度持续下降，从而模拟出核电站全寿期排出的不同硼浓度废液的蒸发分离去污过程，以蒸馏液和浓缩液中硼浓度达到目标值做为试验合格的验收指标。与现有技术相比，本发明模拟出了核电站全寿期范围内含硼放射性废液的分离去污需求，因此试验合格的蒸发装置能够在核电站里长期稳定地运行。

Description

核电站蒸发装置的综合性能验证方法

技术领域

本发明属于核电站蒸发装置性能验证领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站蒸发装置的综合性能验证方法。

背景技术

核电站在正常运行期间和预期事故工况下会产生大量的含硼放射性废液，如果将这些废液全部直接排放到环境中，会给环境带来极大地辐射危害，过量的硼酸释放到环境中也会影响动植物的健康。蒸发装置是采用蒸发工艺处理含硼放射性废液的装置，其通过将废液通过自然循环或强制循环送入加热器升温，然后进入蒸发塔汽化分离，最终得到蒸馏液和浓缩液。两种分离产物中，蒸馏液的放射性和硼浓度极低，可以复用或者监测排放；浓缩液则富集了硼酸和放射性，可以固化或者干燥。为了确保满足废液的分离去污要求，蒸发装置在投入运行前需要进行综合性能验证。

在已知核电站中，蒸发装置在工程试验时只会对其长期运行的稳定性进行验证。由于放射性核素的挥发性远低于硼酸，因此试验以硼酸做为目标分离物质，通常是在试验前配置一定浓度的含硼料液，试验连续进行50～100小时，试验期间不发生异常停机，通过对料液的持续蒸发分离，得到蒸馏液和浓缩液。试验时分别对蒸馏液和浓缩液进行取样，只要样品测定结果满足分离目标要求，同时其他的运行参数也维持在设计范围内，即认为验证合格。而对于蒸发装置的其他综合性能，如设备的操作弹性、装置的经济性等，通常要求在设备出厂前或者装置研发阶段进行验证。但是，目前的设备供应商却均没有标准的试验方法来对蒸发装置的这些综合性能进行全面验证。

可见，已知核电站中采用的蒸发装置综合性能验证方法至少存在以下问题：

1)代表性不足：核电站排出的含硼放射性废液在反应堆不同寿期情况下的硼浓度是不同的，目前的验证方法仅能对固定硼浓度的废液进行蒸发分离模拟，无法验证蒸发装置对于不同硼浓度废液的蒸发分离去污效果，验证过程与蒸发装置实际的运行工况存在偏差，因此代表性不足；

2)资源浪费：验证期间核电站蒸发装置的处理能力约为3.5t/h，连续运行稳定性试验最长进行100h，消耗的除盐水量约350t，验证过程中蒸发得到的蒸馏液直接进行排放，造成了大量的浪费；

3)验证不全面：已知试验方法对于新研制的蒸发装置进行综合性能验证的内容和深度不足，未对影响蒸发装置综合性能的其他重要因素进行验证，如：无法测定蒸发装置的运行能耗，未进行高硼浓度运行试验，无法测试最佳操作液位等。

有鉴于此，确有必要提供一种能够解决上述问题的核电站蒸发装置的综合性能验证方法。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种全面、有序、高效、节能、稳定的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，以对核电站蒸发装置的综合性能进行全面有效地验证。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其包括以下步骤：

准备工作：在蒸发装置的蒸馏液排出管线上增设连接回蒸发装置进料管线的蒸馏液复用支管；配制合适浓度的含硼试验料液；

连续运行稳定性试验：开启蒸发装置，将硼浓度不低于寿期初反应堆堆芯最大硼浓度的试验料液做为进料液，开始进行试验；试验过程中，蒸馏液不对外排放，除小部分返回蒸发塔做为回流液外，大部分都经蒸馏液复用支管循环返回至进料管线，做为进料液进行复用，这使得进料液中的硼浓度持续下降，直至降低为硼浓度不高于寿期末反应堆堆芯最小硼浓度，从而模拟出核电站全寿期排出的不同硼浓度废液的蒸发分离去污过程；试验过程中定时对蒸馏液和浓缩液进行取样，测定硼浓度，以蒸馏液和浓缩液中硼浓度达到目标值做为试验合格的验收指标。

优选地，所述连续运行稳定性试验的进料液硼浓度包括了从寿期初反应堆堆芯最大硼浓度2500ppm至寿期末最小硼浓度100ppm的持续变化情况。

优选地，所述准备工作还包括在蒸发装置的进料管线上设置引入NaOH溶液的管道混合器，并在NaOH进液管线上设置计量泵；连续运行稳定性试验过程中，进料液先经管道混合器和计量泵将钠硼比调节至预定值后再进入蒸发装置，以防止硼结晶。

优选地，所述连续运行稳定性试验连续进行时间不低于50小时，以蒸馏液中硼浓度≤2ppm和浓缩液中硼浓度≥40000ppm做为试验合格的验收指标。

优选地，所述连续运行稳定性试验期间还在预定范围内调整蒸发装置的运行参数，以考察蒸发装置对运行参数的敏感性。

优选地，还包括装置能耗测定试验；装置能耗测定试验通过测量试验期间的热源消耗量和试验时蒸发塔内产生的二次蒸汽量，来计算产生单位质量二次蒸汽所需要消耗的能量，从而评估蒸发装置的经济性。

优选地，所述准备工作还包括在蒸发装置的料液循环升温回路的加热器热源处设置计量表，和在蒸发塔顶部出口的蒸汽排出管线上设置蒸汽流量计；装置能耗测定试验的热源消耗量利用加热器热源处的计量表测定，蒸发塔内产生的二次蒸汽量利用蒸汽排出管线上的蒸汽流量计进行测量。

优选地，还包括高硼浓度运行试验；高硼浓度运行试验时关闭蒸馏液复用支管，使蒸馏液从复用改为对外排放，并继续向蒸发装置进料，使得塔釜中所累积的浓缩液的硼浓度不断提高，蒸发装置在高硼浓度条件下运行；试验过程中定时对蒸馏液进行取样，测定硼浓度，以蒸馏液中的硼浓度做为最终验收指标。

优选地，所述高硼浓度运行试验时，进料液中的硼浓度为1000ppm。

优选地，所述高硼浓度运行试验需在高硼浓度条件下继续运行不低于15小时，以蒸馏液中硼浓度≤2ppm做为最终验收指标。

优选地，还包括最佳操作液位试验；最佳操作液位试验时，蒸馏液不复用且停止进料，试验过程中使蒸发塔塔釜中的液位维持在不同的高度，并且在每个液位时运行一定时长，以蒸馏液中硼浓度最低做为判断最佳操作液位的指标。

优选地，所述最佳操作液位试验所选取的液位至少包括位于塔釜循环进料口以上、半淹没塔釜循环进料口以及位于塔釜循环进料口以下三种情况。

优选地，所述最佳操作液位试验在每个液位的运行时长不小于5小时，且至少每小时对蒸馏液进行取样测定硼浓度。

优选地，还包括装置能耗测定试验、高硼浓度运行试验和最佳操作液位试验；装置能耗测定试验与连续运行稳定性试验同步进行，高硼浓度运行试验在连续运行稳定性试验后进行，最佳操作液位试验在高硼浓度运行试验完成后进行。

与现有技术相比，本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法模拟出了核电站全寿期范围内含硼放射性废液的分离去污需求，从最严苛的条件验证了蒸发装置连续运行的稳定性，因此，试验合格的蒸发装置能够在核电站里长期稳定地运行，有效避免了频繁维修给运行人员带来的额外辐射剂量。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法及其有益技术效果进行详细说明。

图1为核电站蒸发装置的结构示意图。

图2为进行本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法时的设备连接示意图。

图3为本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法的试验项目流程框图。

图4为本发明进行连续运行稳定性试验时进料液中的硼浓度变化示意图。

图5为本发明进行最佳操作液位试验时的考察液位示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案和有益技术效果更加清晰明白，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并不是为了限定本发明。

为了便于说明，在介绍本发明的验证方法之前，首先对需要验证综合性能的蒸发装置的结构及其运行情况进行说明。请参阅图1，核电站蒸发装置的汽化分离设备为蒸发塔10。蒸发塔10的下部设有用于废液循环流动的料液循环升温回路12，底部设有浓缩液排出管线13，顶部设有连接至冷凝器14的蒸汽排出管线16，冷凝器14设有不凝气体排出管线140和蒸馏液排出管线18，蒸馏液排出管线18分为将蒸馏液回流至蒸发塔10的回流支管180和将蒸馏液排放至环境的排放支管182。料液循环升温回路12包括连接在塔釜底部出料口与塔釜循环进料口之间的循环管以及设置在循环管上的循环泵20和加热器22，加热器22由热源220供热，热源220可以是加热蒸汽或电能。整个蒸发装置的进料管线24通过料液循环升温回路12接入系统，接入点位于塔釜底部出料口与循环泵20之间。

核电站蒸发装置运行或试验时，来自进料管线24的料液经循环泵20送入加热器22升温至沸腾状态，然后进入蒸发塔塔釜，进料状态为汽液混合物；塔内温度约103℃，压力1bar.a，处理流量1t/h，塔内闪蒸产生的二次蒸汽在上升过程中与回流的蒸馏液进行传质交换，之后经塔顶的蒸汽排出管线16排至冷凝器14进行冷凝，得到不凝气体和接近饱和温度的蒸馏液：蒸馏液分成两路，少量经回流支管180返回蒸发塔10做为回流液，大部分经排放支管182排放；不凝气体经不凝气体排出管140线排放。蒸发塔10中的料液经过持续蒸发浓缩，达到目标硼浓度后，浓缩液经浓缩液排出管线13间歇排放至下游。

请参阅图2和图3，本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法包括以下步骤：

S0)准备工作：a)为了防止硼结晶，在蒸发装置的进料管线24上设置管道混合器30，管道混合器30的一个入口端与进料管线24连接，另一个入口端通过NaOH进液管线32与NaOH溶液容器34连接，NaOH进液管线32上设有计量泵36，如此就可以在试验时通过计量泵36向试验料液中定量加入NaOH溶液，二者在管道混合器30中混合，从而保证进入到蒸发装置中的进料液中的钠硼摩尔比为预定值，预定值优选为0.23；b)在蒸发塔10顶部连接至冷凝器14的蒸汽排出管线16上设置蒸汽流量计160，以便对蒸发塔10内产生的二次蒸汽量进行计量；c)在冷凝器14的蒸馏液排出管线18上增设连接回进料管线24的蒸馏液复用支管40，以在试验时实现蒸馏液的复用；d)在冷凝器14的蒸馏液排出管线18、蒸发塔10的浓缩液排出管线13上分别设置取样口，以便在试验过程中随时对蒸馏液和浓缩液进行取样检测；e)在料液循环升温回路12的加热器22的热源220处设置计量表，测量试验期间热源220的消耗量，如耗汽量或耗电量；f)配制合适浓度的含硼试验料液备用；

S1)连续运行稳定性试验：开启蒸发装置，将已配制的硼浓度为2500ppm的试验料液做为进料液，通过管道混合器30调节进料液的钠硼比后进液，开始进行试验；试验过程中，蒸馏液排出管线18的排放支管182关闭，蒸馏液除小部分经回流支管180返回蒸发塔10做为回流液外，大部分都经蒸馏液复用支管40循环返回至进料管线24，做为进料液进行复用，这使得进料液的硼浓度持续下降，最低进料硼浓度仅为100ppm，从而模拟出核电站全寿期排出的不同硼浓度废液的蒸发分离去污过程，此过程中进料液中的硼浓度变化示意图如图4所示；连续运行稳定性试验连续进行50小时，每5小时对蒸馏液和浓缩液进行取样，测定硼浓度，以蒸馏液中硼浓度≤2ppm和浓缩液中硼浓度达到目标值(通常要求硼浓度≥40000ppm)做为试验合格的验收指标；试验期间，蒸发塔10内温度约103℃，压力1bar.a，处理流量1t/h，但是还将在一定范围内调整运行参数，以考察蒸发装置对运行参数的敏感性；

S2)装置能耗测定试验：此试验与步骤S1)连续运行稳定性试验同步进行，其利用计量表(蒸汽流量计或电表)测定试验期间热源的消耗量，利用蒸发塔10顶部出口蒸汽排出管线16上设置的蒸汽流量计160测量试验时蒸发塔10内产生的二次蒸汽量，来计算产生单位质量二次蒸汽所需要消耗的能量，从而评估出蒸发装置的经济性；

S3)高硼浓度运行试验：经过连续运行稳定性试验后，塔釜已累积了满足硼浓度要求的浓缩液，为了验证蒸发装置在塔釜具备更高硼浓度条件下的运行可靠性，故仍保持进料不中断，同时，关闭蒸馏液复用支管40上的阀门(图未示)，使蒸馏液不再复用，而是改为大部分经排放支管182排放；此时，将硼浓度为1000ppm的料液做为进料液，塔釜最大料液体积约为2m³，在1t/h的进料流量下，塔釜的硼浓度增浓速率为500ppm/h；高硼浓度运行试验需在高硼浓度条件下继续运行15小时，每3小时对蒸馏液进行取样，以蒸馏液中硼浓度≤2ppm做为最终验收指标；

S4)最佳操作液位试验：本试验可以在步骤S3)的高硼浓度运行试验完成后连续进行，进行此试验时，蒸馏液不复用且停止进料；请参阅图5，最佳操作液位试验将考察蒸发塔10的液位位于塔釜循环进料口100以上、半淹没塔釜循环进料口100以及位于塔釜循环进料口100以下三种情况；在每个液位下运行5小时，每小时对蒸馏液进行取样，以蒸馏液中硼浓度最低做为判断最佳操作液位的指标。

易于理解的是，上述各个试验项目的时长、试验的取样点、能耗测定方式等可以根据试验的实际配置进行灵活调整。

通过以上描述可知，本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法以废液中的硼酸做为试验期间的关键组分，综合所有重要的性能试验，合理安排试验顺序及周期，控制试验关键参数，实现了对蒸发装置的综合性能进行全面验证。

与现有技术相比，本发明核电站蒸发装置的综合性能验证方法至少具有以下优点：

1)连续运行稳定性试验与蒸发装置的实际运行工况相符：连续运行稳定性试验采用的进料液硼浓度包括了从寿期初反应堆堆芯最大硼浓度(2500ppm)至寿期末最小硼浓度(100ppm)的持续变化情况，从而模拟出了核电站全寿期范围内含硼放射性废液的分离去污需求，从最严苛的条件验证了蒸发装置连续运行的稳定性；同时还对运行参数的敏感性进行了试验分析，考验了蒸发装置对扰动的适应性；因此，试验合格的蒸发装置能够在核电站里长期稳定地运行，有效避免了频繁维修给运行人员带来的额外辐射剂量；

2)减少了资源浪费：连续运行稳定性试验期间对蒸馏液进行了重复利用，减少了除盐水的消耗；

3)增加了装置能耗测定试验：利用计量表(蒸汽流量计或电表)测定试验期间蒸发装置的热源消耗量，与同一试验阶段蒸发塔10内产生的二次蒸汽量相对照，能够直接有效地计算出产生单位质量二次蒸汽所需要消耗的能量，从而评估出蒸发装置的总体能耗和经济性；

4)增加了高硼浓度运行试验：此试验可以验证蒸发装置在高硼浓度条件下的分离去污性能，从而拓宽蒸发装置的工作范围，得到更高硼浓度的浓缩液，减少了最终的固体废物量；

5)增加了最佳操作液位试验：由于蒸发装置的主体设备蒸发塔10在运行时液位与塔釜循环进料口100相对位置的不同，将影响塔釜内产生的气泡或进料液闪蒸产生的雾沫被夹带至塔顶蒸馏液中的量，因此试验考察不同液位情况能够为蒸发装置找出最适宜的运行液位，有利于蒸发装置在最优的运行条件下工作，保持较高的分离去污效率；

6)适用范围更广：不仅适用于蒸发装置的工程试验，更适用于新研制的蒸发装置的综合性能鉴定试验，其所考察的可能影响蒸发装置分离去污性能的角度更加全面，因此能够在蒸发装置研制阶段就确定其最佳操作液位、适宜的工作区间和装置的运行能耗，为研制装置的工程应用扫清障碍；

7)经济性高：本发明不仅能对核电站蒸发装置的综合性能进行更为全面的验证，而且试验成本更低，总体试验时间较短，经济性很高。

根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (14)

1.一种核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于，包括以下步骤：

准备工作：在蒸发装置的蒸馏液排出管线上增设连接回蒸发装置进料管线的蒸馏液复用支管；配制合适浓度的含硼试验料液；

连续运行稳定性试验：开启蒸发装置，将硼浓度不低于寿期初反应堆堆芯最大硼浓度的试验料液做为进料液，开始进行试验；试验过程中，蒸馏液不对外排放，除小部分返回蒸发塔做为回流液外，大部分都经蒸馏液复用支管循环返回至进料管线，做为进料液进行复用，这使得进料液中的硼浓度持续下降，直至降低为硼浓度不高于寿期末反应堆堆芯最小硼浓度，从而模拟出核电站全寿期排出的不同硼浓度废液的蒸发分离去污过程；试验过程中定时对蒸馏液和浓缩液进行取样，测定硼浓度，以蒸馏液和浓缩液中硼浓度达到目标值做为试验合格的验收指标。

2.根据权利要求1所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述连续运行稳定性试验的进料液硼浓度包括了从寿期初反应堆堆芯最大硼浓度2500ppm至寿期末最小硼浓度100ppm的持续变化情况。

3.根据权利要求1所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述准备工作还包括在蒸发装置的进料管线上设置引入NaOH溶液的管道混合器，并在NaOH进液管线上设置计量泵；连续运行稳定性试验过程中，进料液先经管道混合器和计量泵将钠硼比调节至预定值后再进入蒸发装置，以防止硼结晶。

4.根据权利要求1所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述连续运行稳定性试验连续进行时间不低于50小时，以蒸馏液中硼浓度≤2ppm和浓缩液中硼浓度≥40000ppm做为试验合格的验收指标。

5.根据权利要求1所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述连续运行稳定性试验期间还在预定范围内调整蒸发装置的运行参数，以考察蒸发装置对运行参数的敏感性。

6.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：还包括装置能耗测定试验；装置能耗测定试验通过测量试验期间的热源消耗量和试验时蒸发塔内产生的二次蒸汽量，来计算产生单位质量二次蒸汽所需要消耗的能量，从而评估蒸发装置的经济性。

7.根据权利要求6所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述准备工作还包括在蒸发装置的料液循环升温回路的加热器热源处设置计量表，和在蒸发塔顶部出口的蒸汽排出管线上设置蒸汽流量计；装置能耗测定试验的热源消耗量利用加热器热源处的计量表测定，蒸发塔内产生的二次蒸汽量利用蒸汽排出管线上的蒸汽流量计进行测量。

8.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：还包括高硼浓度运行试验；高硼浓度运行试验时关闭蒸馏液复用支管，使蒸馏液从复用改为对外排放，并继续向蒸发装置进料，使得塔釜中所累积的浓缩液的硼浓度不断提高，蒸发装置在高硼浓度条件下运行；试验过程中定时对蒸馏液进行取样，测定硼浓度，以蒸馏液中的硼浓度做为最终验收指标。

9.根据权利要求8所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述高硼浓度运行试验时，进料液中的硼浓度为1000ppm。

10.根据权利要求8所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述高硼浓度运行试验需在高硼浓度条件下继续运行不低于15小时，以蒸馏液中硼浓度≤2ppm做为最终验收指标。

11.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：还包括最佳操作液位试验；最佳操作液位试验时，蒸馏液不复用且停止进料，试验过程中使蒸发塔塔釜中的液位维持在不同的高度，并且在每个液位时运行一定时长，以蒸馏液中硼浓度最低做为判断最佳操作液位的指标。

12.根据权利要求11所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述最佳操作液位试验所选取的液位至少包括位于塔釜循环进料口以上、半淹没塔釜循环进料口以及位于塔釜循环进料口以下三种情况。

13.根据权利要求11所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：所述最佳操作液位试验在每个液位情况下的运行时长不小于5小时，且至少每小时对蒸馏液进行取样测定硼浓度。

14.根据权利要求1所述的核电站蒸发装置的综合性能验证方法，其特征在于：还包括装置能耗测定试验、高硼浓度运行试验和最佳操作液位试验；装置能耗测定试验与连续运行稳定性试验同步进行，高硼浓度运行试验在连续运行稳定性试验后进行，最佳操作液位试验在高硼浓度运行试验完成后进行。