CN112881594A - 一种核电厂废液处理装置的性能验证方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，包括：进行正交试验设计，配制预设硼浓度的料液，并填充到装置内；开启热泵蒸发装置，将蒸发塔流出的蒸馏液返回蒸发塔，待二次蒸汽形成的蒸馏液达到预设排放要求后，将其排出暂存；待浓缩液达到预设排放要求时，将其排出暂存，将排出的蒸馏液和浓缩液混合、循环使用；并定期对蒸馏液和浓缩液取样测定硼浓度；然后进行不同浓度进料液试验，同步进行放射性废液热泵蒸发系统的蒸发分离去污性能、节能效果、最优设计参数及运行稳定性的全面测试。本发明所述的验证方法能降低料液浪费及设备成本，同时缩短首次浓缩时间，同步进行多方面测试，试验效率更高。

Description

一种核电厂废液处理装置的性能验证方法

技术领域

本发明属于核电厂废液处理技术领域，具体涉及一种核电厂 废液处理装置的性能验证方法。

背景技术

核电厂在正常运行期间或事故工况、检修操作下会产生大量 含硼的放射性废液，如工艺废液、化学废液和冷却剂废液等。含 硼的放射性废液如果直接排放，会对环境造成严重危害。目前核 电厂常用的废液处理方法是采用普通蒸发工艺将废液进行处理。 而核废液处理比较先进的处理方法是热泵蒸发放射性废液处理技 术，近年来，热泵蒸发由于其优越的节能降耗效果成为放射性废 液处理技术的研究热点。热泵蒸发处理放射性废液是利用压缩机 对蒸发器自身产生的二次蒸汽进行再压缩，将低品位的蒸汽经压 缩机的机械做功提升为高品位蒸汽，再用它来对系统的原料液加 热蒸发。但目前热泵蒸发放射性废液处理技术，包括放射性废液 的基本物性研究，工艺、设备及自动化控制的设计及耦合优化等 都不够成熟，普遍缺乏系统深入的试验研究及长期运行经验。对 于核工业来讲，出于辐射风险的考虑，所采用的技术的安全可靠 性要优先于技术的先进性。核工业中只有经过工程或试验验证的 成熟、安全、可靠的技术才可进入工程实际应用。因此，亟需一 套放射性废液热泵蒸发装置的性能测试方法，以全面系统地深入 指导、优化及验证装置的工程设计，加快推动热泵蒸发技术在核 工业的应用进程。

在核废液处理中，对于含有高浓度硼酸的化学废液，在蒸发 处理后分离成蒸馏液和富集硼与放射性核素的浓缩液，蒸馏液浓 度达标后可直接送至排放系统，浓缩液送至固体废物处理系统进 行水泥固化处理。对于低浓度硼酸的堆冷却剂废液，经过处理后 得到合格的核级补给水和核级复用硼酸，其中核级补给水即为生 成的蒸馏液，复用硼酸即为产生的硼浓度为7000ppm左右的浓缩 液。

在现有的核电厂蒸发装置的工程项目验收试验中，只会对其 长期运行的稳定性进行验证。由于放射性核素的相对挥发度远低 于硼酸，因此在验收试验中通常以硼酸浓度作为装置性能试验的 验收标准。

现有技术中在已知对核电厂中放射性废液蒸发装置的性能验 证方法至少存在以下问题：

1)资源浪费，经济性不好：以试验中蒸发装置处理能力为 1t/h为例，若对系统及装置长期运行的稳定性进行验证，试验时间 为100h，则需配制料液量至少为100t；若试验中产生的蒸馏液和 浓缩液直接排放，将造成大量浪费、增加后续处理任务；

2)说服力不足：核电厂在不同时期排放的放射性废液中硼浓 度是不同的，现有的工程验收仅对固定硼浓度的料液进行蒸发分 离去污效果验证，而无法得到不同硼浓度料液的蒸发分离效果； 已有公开的蒸发装置的验证方法中将产生的蒸馏液返回至进料管中，使得进料液的浓度持续降低，无法将某个进料浓度稳定一段 时间，所获得的分离数据未考虑系统响应时间，且无法获得同一 浓度下的多组重复试验数据。根据蒸发分离工作原理，蒸馏液因 雾沫夹带导致其浓度会随浓缩液浓度升高而升高。因此，应该在 最严苛工况下，即蒸发塔内浓缩液浓度最高时取样检测蒸馏液浓 度，才能充分说明蒸发塔的分离去污性能。而现有技术中对此最 严苛工况下的蒸发分离去污性能的测试验证关注不足。因此现有 方案数据可靠性不足，试验验证方法与核电厂实际运行工况存在 偏差，代表性和说服力不足；

3)首次浓缩时间过长、试验验证不全面：现有技术中已公开 的试验方法的试验周期时间很长，浓缩液首次达标就需要100多 小时，尤其是对于负压蒸发系统，蒸发回路容积较大，时间会加 倍延长，资源浪费，经济性不好的问题会更加突出，比如若蒸发 装置的回路中废液容积为4.5m3，浓缩液首次达标就需要220多小 时；在有限时间的验证试验中，会减少可获得的蒸发处理试验的 有效数据点。

4)具体实施困难：在现有的蒸发装置的验证方法，进料浓度 持续变化，则调节钠硼比需要加入的氢氧化钠的量也是时时变化 的，是时间的指数函数，因此很难可靠地实现精准调节；测试最 优液位时，若蒸馏液不重复利用而停止废液进料，则试验目标液 位是不可能维持住稳定的，而且若没有料液补入，蒸发塔内浓缩 液及蒸馏出的蒸馏液浓度自然会越来越高，如此，不同液位下的 检测结果是不具有可比性的。

同时，现有方法未考虑更有深度、更全面综合的性能验证， 如最优操作条件验证等。

现有技术中设计的试验方法多偏重于围绕性能的验证进行设 计，所设计的试验方法无法对性能关键影响因素进行定量对比测 试分析，从而无法从工艺操作条件及设备结构方面进行设计优化； 此外，所设计的试验方法无法还原放射性废液处理工程设施的实际运行操作控制关键过程，更不能测试控制系统对不同特性的来 料或不同运行条件的适用性及可靠性，也就无法进行控制与工艺 及设备的耦合优化设计。

发明内容

为了解决现有技术中存在的对核电厂放射性废液蒸发装置的 性能验收方法耗时长、验证不全面，说服力不足和资源浪费，经 济性不好的技术问题而完成了本发明。

解决本发明技术问题所采用的技术方案是：

本发明提供一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，包括：

设定有重复试验的正交试验表确定每组试验的试验次数及操 作条件；

配制两种预设浓度的含硼模拟料液：分别为二次浓缩液模拟 料液和核设施寿期初废液模拟料液，以分别模拟二次浓缩液和核 设施寿期初废液；

向加热器和蒸发塔内填充预设体积和预设浓度的二次浓缩液 模拟料液；开启热泵蒸发装置，进行首批蒸馏液生产和首批浓缩 液排放，将排出的首批蒸馏液和浓缩液暂存；

向蒸发塔中进料，按照所述正交试验表依次进行多组不同浓 度料液试验，每组试验中安排多批次蒸馏液生产和浓缩液排放试 验，并将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合，混合后生 成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的进料液循 环使用；在每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验。

进一步的，所述每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种 测试试验包括：分离去污性能、节能效果、最佳操作条件及运行 稳定可靠性测试试验。

进一步的，

所述正交试验表中包括试验因素及其水平数；

所述分离去污性能试验包括：在每批次试验过程，取样检测 蒸馏液和浓缩液中的硼浓度，进行分离去污性能试验的定量分析；

所述节能效果试验包括：在每批次测试试验中，监测压缩机 的耗电量、经压缩机压缩后二次蒸汽的温度和压力、及蒸汽凝结 产生的冷凝液流量，进而计算每批次试验中回收的热量与所消耗 的电能，得到蒸发系统的制热系数，进行节能效果的定量分析；

所述最佳操作条件试验包括：根据正交试验表中所列试验因 素及其水平数改变蒸发系统操作条件，以测试各试验因素不同水 平数下的蒸发分离去污性能，通过对试验结果的分析获得最优设 计参数；

所述运行稳定可靠性测试试验包括：将试验过程总运行时间 超过设定时间，以测试蒸发系统的运行稳定可靠性。

进一步的，所述设定有重复试验的正交试验表确定每组试验 的试验次数及操作条件包括：

选取试验因素，设定各试验因素的水平数；以净化系数或去 污因子作为评估指标，根据试验因素设定有重复试验的正交试验 表，确定每组试验的试验次数及操作条件；所述试验因素包括： 蒸发塔填料高度、回流比、汽化率、液位和处理量。

进一步的，所述方法还包括：

通过调节进料流量改变处理量；通过调节正常回流管线的开 度调整回流比；通过调节循环管内的料液的循环量调节汽化率； 在蒸发塔不同填料高度处设置回流口，通过切换蒸馏液正常回流 口的位置调节蒸发塔填料高度。

进一步的，所述试验因素还包括塔釜液位高度；

在进行塔釜液位高度的测试试验时，待当前液位高度测试试 验结束后，停止进料，将蒸发塔中的蒸馏液全回流至蒸发塔内， 将蒸发塔中的浓缩液排出并暂存，直至蒸发塔内的液位降至设定 目标液位值，或者，将暂存的浓缩液流回蒸发塔，使蒸发塔中液 位升高至设定目标液位值。

进一步的，所述二次浓缩液模拟料液的硼浓度大于核电厂产 生的放射性废液的最大硼浓度。

进一步的，所述将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混 合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试 验的进料液循环使用包括：

将满足第一预设排放要求的蒸馏液和满足第二预设排放要求 的浓缩液间歇排放并暂存；

将达到各自排放要求的浓缩液和蒸馏液混合成硼浓度为初始 预设浓度的进料液，以作为同一浓度下不同批次的含硼进料液， 进行试验；

进一步的，所述性能验证方法还包括蒸馏液和浓缩液的循环 配料试验步骤，其包括：

将满足第二预设排放要求的浓缩液间歇排放、暂存；

将达到第二预设排放要求的浓缩液与蒸馏水或除盐水混合， 以配制成不同于所述初始预设浓度的多种其他预设硼浓度的进料 液，作为不同浓度的含硼进料液，进行试验。

进一步的，所述不同浓度料液试验中的硼浓度的值至少包括 核电厂所有系统产生的放射性废液的硼浓度最高值和最低值。

进一步的，所述性能验证方法还包括：

首批蒸馏液生产阶段的试验中，每隔设定时间对蒸馏液和浓 缩液进行取样，检测其中硼浓度，用于蒸发分离去污性能的定量 分析；

后续的各阶段试验中，蒸馏液和浓缩液的取样与浓缩液排放 过程同步进行；每次至少取两份平行样品，其中一份用于直接检 测硼浓度，以用于每批次蒸发分离去污性能的定量分析，另一份 用于每组试验的所有批次样品混合后再检测，以模拟核废液处理 设施实际取样检测操作。

进一步的，每组试验的最后一批次试验产生的蒸馏液一部分 去与浓缩液及该阶段试验完毕后剩余的循环配制的料液混合，重 新生成与初始料液等浓度的料液，供后续试验复用；剩余的蒸馏 液直接对外排放或排出暂存待下个周期试验复用。

进一步的，所述试验过程中，依据测试需求调整启机、蒸馏 液生产、浓缩液排放、热备用、疏排的操作顺序。

进一步的，所述试验过程中，在预定范围内通过调整蒸馏液 的排放目标值，测试蒸发塔内料液过度浓缩时蒸发系统的分离去 污性能。

进一步的，在配制所述含硼料液时，向所述含硼料液中通入 预设浓度的氢氧化钠溶液，以调整含硼料液的钠硼比，防止含硼 料液发生硼结晶。

有益效果：

本发明所述的核电厂废液处理装置的性能验证方法，

试验测试内容更全面，且耗时更短，试验测试结果更客观准 确，并可大大节省试验物资，经济性更高，且适用性更广；能够 对蒸发系统从工艺、设备及控制三个方面进行全方位的分析研究， 实现系统的耦合优化设计及性能验证。具体的，包括：

(1)试验过程中排出的蒸馏液和浓缩液的循环使用，模拟核 电厂废液处理系统中高浓度硼废液和中、低浓度硼废液的蒸发去 污过程，适用于模拟多工况产生的不同浓度含硼料液的连续、多 批次运行试验，避免了料液浪费，大大节省了试验物资及设备投 资。

(2)试验时，首先进行二次浓缩液模拟料液的试验，充注到 蒸发塔内的模拟料液浓度较高，如此可使蒸发系统尽快达到浓缩 液达标的工况，极明显地缩短了首批浓缩液达标的时间，首次浓 缩时间的大大缩短保障了固定验收时间内的有效数据点采集，可 在连续运行操作下进行不同工况的多批次重复试验，保障了验收 试验的可靠性。实现从多方面综合验证核电厂废液处理装置的分 离处理能力和连续运行的稳定性能。

(3)采用该测试方法能够在一个试验周期内同步进行蒸发分 离去污性能、节能效果、最优设计参数及运行稳定可靠性四项试 验测试，试验效率高，试验耗时短，测试更全面。

(4)采用正交试验的设计，能够通过尽可能少的试验次数获 得与全面试验相当的试验结果，试验效率大大提高，进一步节省 了整个试验周期的耗时；正交试验中设计有重复试验，为数据的 误差分析提供了可能性，可剔除误差的干扰，测试结果更客观准 确，可信度更高。

(5)对于放射性废液处理设施，待处理的来料暂存箱内的废 液会充分混合，即蒸发系统每次运行所处理的废液浓度是固定的； 本发明中每阶段试验中采用固定浓度进料，模拟了工程设施的实 际运行情况；且蒸馏液和浓缩液的取样检测数据可针对性地进行 定量分析比较，进而寻找各性能影响因素最佳水平组合方案，从 而可实现工艺操作条件及设备结构的耦合设计优化，对于系统的 研制开发及优化的指导性较强。

(6)采用该测试方法能够测试在核废液处理设施实际运行的 最严苛工况下，热泵蒸发系统对核设施全寿期浓度范围内的废液 及更高浓度的二次浓缩液的模拟废液的蒸发分离去污性能；此外， 还可测试蒸发塔内过度浓缩时的分离去污性能弹性范围；如此获 得的蒸发系统的分离去污性能更贴近工程需求，更有说服力。

(7)试验准备中配制模拟料液时调节完毕钠硼比或pH后， 试验过程中配制核设施寿期内浓度范围内模拟料液时，无需再调 节钠硼比或pH，操作简化并且调节钠硼比或pH时很容易精准控 制。

(8)可完全还原和模拟热泵蒸发系统的操作顺序和控制逻辑， 包括充注、启机、停机等，尤其是后续蒸馏液生产和浓缩液排放 交替进行这一关键控制过程，而且能够模拟不同浓度进料及不同 操作条件的运行操作控制，并相应地对浓缩液和蒸馏液的排放目 标值也进行了调节，可对控制系统的适用性及可靠性进行充分测 试验证，并可进一步地获取运行限值在内的各种整定值信息进行 分析和研究，对于进行控制与工艺、设备的耦合优化设计具有重 要意义，而且对于热泵蒸发处理放射性废液开发及运行经验较少 的新技术，提升运行规程开发技术可进一步确保核电站的长期安 全可靠运行。

本发明尤其适用于蒸发系统的研制试验测试用，同样适用于 蒸发系统的工程试验验收。

附图说明

图1为本发明实施例提供的一种核电厂废液处理装置的性能 验证方法的流程示意图。

图2为进行本发明实施例提供的核电厂废液热泵蒸发装置的 性能验证方法时的蒸发装置主要结构示意图。

图3为采用本发明的测试方法进行性能测试时的热泵蒸发系 统的操作逻辑关系图；

图中：1-一级预热器；2-二级预热器；3-电蒸汽发生器；4-蒸 发塔；5-蒸汽压缩机；6-加热器；101-进料总管线；104-加热蒸汽 入口管线；105-进料管线；106-二次蒸汽排出管线；107-加热蒸汽 入口管线；108-蒸馏液排放管线；110-浓缩液循环管线；111-汽液 循环管线；113-蒸馏液正常回流管线；114-蒸馏液全回流管线；115- 蒸馏液外排管线；118-浓缩液排放管线。

具体实施方式

为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面结 合附图和实施例对本发明作进一步详细描述。

需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明中的实施例及实 施例中的特征可以相互任意组合。

其中，在本发明实施例中使用的术语是仅仅出于描述特定实 施例的目的，而非旨在限制本公开。在本发明实施例中所使用的 单数形式的“一种”、“所述”和“该”也旨在包括多数形式， 除非上下文清楚的表示其他含义。

如图1所示，本发明提供一种核电厂废液处理装置的性能验 证方法，包括：

步骤S101：设定有重复试验的正交试验表以确定每组试验的 试验次数及操作条件；

步骤S102：配制两种预设浓度的含硼模拟料液，分别为二次 浓缩液模拟料液和核设施寿期初废液模拟料液，以分别模拟二次 浓缩液和核设施寿期初废液；

步骤S103：向加热器和蒸发塔内填充预设体积和预设浓度的 二次浓缩液模拟料液；开启热泵蒸发装置，进行首批蒸馏液生产 和首批浓缩液排放，将排出的首批蒸馏液和浓缩液暂存；

步骤S104：向蒸发塔中进料，按照所述正交试验表依次进行 多组不同浓度料液试验，每组试验中安排多批次蒸馏液生产和浓 缩液排放试验，并将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合， 混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的 进料液循环使用；在每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种 测试试验。

通过图2所示的热泵蒸发系统为例，对热泵蒸发系统的结构 及运行操作过程进行举例说明，需要说明的是，该测试方法并不 限于图2所示的热泵蒸发系统，还适用于其它任何结构形式的蒸 发系统。

图2为本申请适用的一种核电厂放射性废液处理装置结构示 意图，所述废液处理装置包括：一级预热器1、二级预热器2、电 蒸汽发生器3、蒸发塔4、蒸汽压缩机5、加热器6。加热器6设 有加热蒸汽入口管线104、进料管线105、浓缩液排放管线118和 蒸馏液排放管线108，其中进料管线105进口端与电蒸汽发生器3 相连，电蒸汽发生器3进口端通过一级预热器1、二级预热器2 与进料总管线101相连；蒸馏液排放管线108一端与加热器6相 连，另一端分成三个支路，分别为连接至蒸发塔4塔顶的蒸馏液 正常回流管线113、连接至蒸发塔4塔釜的蒸馏液全回流管线114 及蒸馏液外排管线115。蒸发塔4顶部设有与压缩机5入口相连的 二次蒸汽排出管线106，压缩机5出口通过加热蒸汽入口管线107 与加热器6相连。蒸发塔4的塔釜和加热器6的管程之间具有浓 缩液循环管线110和汽液循环管线111以便形成含硼料液的自然 循环。

在本发明实施例的一种实施方式中，对某个核电厂蒸发项目 的装置进行验收试验，性能验证方法进行的案例如下：

在核设施全寿期内，会产生浓度持续下降的含硼放射性废液， 废液中的硼浓度范围为2500ppm～100ppm(即核设施寿期初含硼 放射性废液中的硼浓度2500ppm，寿期末含硼放射性废液中的硼 浓度100ppm)。试验过程中定时对热泵蒸发系统所产生的蒸馏液 和浓缩液进行取样，测定蒸馏液和浓缩液中的硼浓度，以硼浓度 达到设定的目标值作为蒸发系统分离去污性能合格的指标。本实 施例中，蒸馏液中硼浓度的设定目标值≤2ppm，浓缩液中硼浓度 的设定目标值范围为40000ppm～44000ppm，取42000ppm作为设 定目标值。可通过增大浓缩液中硼浓度的设定目标值，测试蒸发 系统在过度浓缩时的分离去污性能弹性范围。

此外，还需对热泵蒸发系统进行节能性能、最优设计参数测 定及运行稳定可靠性测试。本实施例中热泵蒸发系统的处理量为 1000kg/h，操作温度为92℃，操作压力为75kPa(绝压)，蒸发回 路容积为4.5m³，蒸发回路即蒸发塔4和加热器6之间的回路。

为有效缩短试验周期，提高试验效率，该试验方法首先进行 二次浓缩液模拟料液的试验，所述二次浓缩液为已经经过浓缩后 浓度较高的含硼料液，由于充注到蒸发塔内的模拟料液浓度较高， 如此可使系统尽快达到浓缩液达标的工况，极明显地缩短了首批 浓缩液达标的时间，进而极明显缩短了整个试验周期的耗时；且 在试验准备阶段仅配制两种不同浓度的废液模拟料液，分别为二 次浓缩液模拟料液和核设施寿期初废液模拟料液，核设施寿期初 废液模拟料液与除盐水以一定比例混合后模拟核设施寿期内及寿 期末废液；其中二次浓缩液模拟料液的浓度大于核设施寿期初的 废液浓度，并且大于核电厂产生的放射性废液的最大硼浓度；核 设施寿期初废液模拟料液的浓度与核设施寿期初的废液浓度相同； 试验过程中通过蒸馏液和浓缩液的混合配料、循环使用大大减少 试验准备阶段配制的废液模拟料液量，又进一步大大节省了设备 投资及试验物资；且能够实现蒸发分离去污性能、节能效果、最 优设计参数及运行稳定可靠性同步测试。

进一步的，所述每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种 测试试验包括：分离去污性能、节能效果、最佳操作条件及运行 稳定可靠性测试试验。

在每批次试验过程中，根据对试验过程中的操作条件及对应 的检测数据和监测数据可以完成多种测试试验，试验效率高，试 验耗时短，测试更全面。

进一步的，所述正交试验表中包括试验因素及其水平数；

所述分离去污性能试验包括：在每批次测试试验中，取样检 测蒸馏液和浓缩液中的硼浓度，进行分离去污性能试验的定量分 析；

所述节能效果试验包括：在每批次测试试验中，监测压缩机 的耗电量、经压缩机压缩后二次蒸汽的温度和压力、及蒸汽凝结 产生的冷凝液流量，进而计算每批次试验中回收的热量与所消耗 的电能，得到蒸发系统的制热系数，进行节能效果的定量分析；

所述最佳操作条件试验包括：根据正交试验表中所列试验因 素及其水平数改变蒸发系统操作条件，以测试各试验因素不同水 平数下的蒸发分离去污性能，通过对试验结果的分析获得最优设 计参数；

所述运行稳定可靠性测试试验包括：将试验过程总运行时间 超过设定时间，以测试蒸发系统的运行稳定可靠性。

分离去污性能试验通过通过在多次试验过程中设定时间内检 测蒸馏液和浓缩液中的硼浓度进行定量分析，运行稳定可靠性测 试试验通过运行超出设定时间后对各个设备的监控数据和运行情 况进行检查，确定设备是否在稳定范围内，以测试蒸发系统的运行稳定可靠性。

进一步的，所述设定有重复试验的正交试验表确定每组试验 的试验次数及操作条件包括：

选取试验因素，设定各试验因素的水平数；以净化系数或去 污因子作为评估指标，根据试验因素设定有重复试验的正交试验 表，确定每组试验的试验次数及操作条件；所述试验因素包括： 蒸发塔填料高度、回流比、汽化率、液位和处理量。

在设定正交试验表的过程中，根据各试验因素在一般取值范 围内的取值，设设定各试验因素的水平数，在各个试验因素结合 下得到的净化效果，例如分离去污性能的定量分析作为净化系数 或去污因子，作为评估指标。

进一步的，所述方法还包括：

通过调节进料流量改变处理量；通过调节正常回流管线的开 度调整回流比；通过调节循环管内的料液的循环量调节汽化率； 在蒸发塔不同填料高度处设置回流口，通过切换蒸馏液正常回流 口的位置调节蒸发塔填料高度。

进一步的，所述试验因素还包括塔釜液位高度；

在进行塔釜液位高度的测试试验时，待当前液位高度测试试 验结束后，停止进料，将蒸发塔中的蒸馏液全回流至蒸发塔内， 将蒸发塔中的浓缩液排出并暂存，直至蒸发塔内的液位降至设定 目标液位值，或者，将暂存的浓缩液流回蒸发塔，使蒸发塔中液 位升高至设定目标液位值。

进一步的，所述二次浓缩液模拟料液的硼浓度大于核电厂产 生的放射性废液的最大硼浓度。

所述二次浓缩液模拟料液的硼浓度可以达到 20000-28000ppm，以减少首批浓缩液达标的时间，节省了整个试 验周期的耗时。

进一步的，所述将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混 合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试 验的进料液循环使用包括：

将满足第一预设排放要求的蒸馏液和满足第二预设排放要求 的浓缩液间歇排放并暂存；

将达到各自排放要求的浓缩液和蒸馏液混合成硼浓度为初始 预设浓度的进料液，以作为同一浓度下不同批次的含硼进料液， 进行试验。

所述第一预设排放要求为硼浓度≤2ppm，第二预设排放要 求为硼浓度≥42000ppm。

进一步的，所述性能验证方法还包括蒸馏液和浓缩液的循环 配料试验步骤，其包括：

将满足第二预设排放要求的浓缩液间歇排放、暂存；

将达到第二预设排放要求的浓缩液与蒸馏水或除盐水混合， 以配制成不同于所述初始预设浓度的多种其他预设硼浓度的进料 液，作为不同浓度的含硼进料液，进行试验。

将满足第二预设排放要求的浓缩液与蒸馏水或除盐水混合可 以形成各种浓度的进料液，作为不同浓度的含硼进料液，进行试 验。

进一步的，所述不同浓度料液试验中的硼浓度的值至少包括 核电厂所有系统产生的放射性废液的硼浓度最高值和最低值。

硼浓度最高值和最低值根据工厂实际情况确定，例如 2500ppm和100ppm，

进一步的，所述方法还包括：

首批蒸馏液生产阶段的试验中，每隔设定时间对蒸馏液和浓 缩液进行取样，检测其中硼浓度，用于蒸发分离去污性能的定量 分析；

后续的各阶段试验中，蒸馏液和浓缩液的取样与浓缩液排放 过程同步进行；每次至少取两份平行样品，其中一份用于直接检 测硼浓度，以用于每批次蒸发分离去污性能的定量分析，另一份 用于每组试验的所有批次样品混合后再检测，以模拟核废液处理 设施实际取样检测操作。

所述设定时间一般为0.5H或1H，蒸馏液和浓缩液的取样检 测数据可针对性地进行定量分析比较，确定蒸发分离去污性能。

进一步的，每组试验的最后一批次试验产生的蒸馏液一部分 去与浓缩液及该阶段试验完毕后剩余的循环配制的料液混合，重 新生成与初始料液等浓度的料液，供后续试验复用；剩余的蒸馏 液直接对外排放或排出暂存待下个周期试验复用。

进一步的，所述试验过程中，依据测试需求调整启机、蒸馏 液生产、浓缩液排放、热备用、疏排的操作顺序。

如图3所述，在试验过程中，会进行多种不同试验条件的试 验，因此需要依据测试需求调整每组试验及各种试验之间的启机、 蒸馏液生产、浓缩液排放、热备用、疏排的操作顺序。

进一步的，所述试验过程中，在预定范围内通过调整蒸馏液 的排放目标值，测试蒸发塔内料液过度浓缩时蒸发系统的分离去 污性能。

蒸馏液的排放目标值为排出蒸发系统的蒸馏液的量，使蒸发 塔中的料液的浓度值调整。

进一步的，在配制所述含硼料液时，向所述含硼料液中通入 预设浓度的氢氧化钠溶液，以调整含硼料液的钠硼比，防止含硼 料液发生硼结晶。

采用本实施例测试方法进行性能测试时的热泵蒸发系统的操 作逻辑关系如图3所示，

热泵蒸发系统的操作为，启机时，配置好预设初始浓度的含 硼料液，由进料总管线101将预设体积的含硼料液依次通过一级 预热器1、二级预热器2和电蒸汽发生器3加入到加热器6管程中； 开启电蒸汽发生器3电源，满功率运行，在电蒸汽发生器3中生 成蒸汽经过加热蒸汽入口管线104直接进入加热器6管程中加热 经进料管线105进入的料液，并推动料液在蒸发塔4与加热器6 之间循环流动。随着蒸汽的持续供给，使加热器6的管程中的部 分料液汽化，形成气液混合物经过汽液循环管线111进入蒸发塔4 的塔釜中，随着电蒸汽发生器3产生的蒸汽对料液逐渐加热，蒸 发塔4的塔内液位和温度也逐渐升高，当蒸发塔4中的料液升至 预设温度(即蒸发塔4操作压力下对应的料液泡点温度)时，开 启蒸汽压缩机5，迅速将蒸发塔4抽成负压状态，同时塔釜内含硼 料液发生闪蒸。产生的二次蒸汽经过二次蒸汽排出管线106经压 缩机5压缩，变成高温高压的二次蒸汽通过加热蒸汽入口管线107 充入加热器6作为加热器6的热源，继续加热加热器6中的料液， 加热器6产生的蒸汽回流至蒸发塔4的塔釜继续被蒸汽压缩机5 抽出；高温高压的二次蒸汽在加热器6的壳程中放出潜热后则冷 凝成蒸馏液通过蒸馏液排放管线108排出，并且放热后的二次蒸 汽输送到二级预热器2中对料液进行加热。随着蒸发塔4内产生 二次蒸汽的增多，向加热器6管程内料液提供热量增多，电蒸汽 发生器3加热功率逐渐减低，当二次蒸汽提供的潜热可完全满足 加热器内料液达到一定汽化率时，电蒸汽发生器3完全关闭。

在加热初期，进行料液浓缩液和蒸馏液的全回流，至完全启 动，然后进行蒸馏液生产和浓缩液排放，蒸馏液进行热备用，也 可输入塔釜，浓缩液排出后备用，或输入塔釜，排出的蒸馏液和 浓缩液可在配制后重新调配进行重复试验或下一次试验，试验完 成后将料液疏排，再冷态隔离

性能测试的具体步骤为：

首先构建正交试验表，以确定试验次数及操作条件：

选择有重复试验的正交试验表：所考察的因素包括：蒸发塔 填料高度、处理量、汽化率、回流比和塔釜液位5个因素。其中 填料高度选取4个水平，处理量、汽化率、回流比、塔釜液位分 别选取2个水平，因此，选取混合水平正交表L8(4¹*2⁴)，以净 化系数或去污因子作为评估指标，每组试验重复两次。构建试验 因素及水平表见表1，构建的正交试验设计表见表2。

表1：考察因素及水平表

表2：正交试验设计表

然后进行试验准备：

配制8.5t硼浓度为25000ppm的二次浓缩液模拟料液并储存， 配制2.5t硼浓度为2500ppm的核设施寿期初废液模拟料液并储存。

分别向二次浓缩液模拟料液和寿期初废液模拟料液中注入氢 氧化钠溶液，调节模拟料液的钠硼比到设定值0.23。

试验过程：

启机完成后，将浓度为25000ppm的二次浓缩液模拟料液依 次经进料总管线101、一级预热器1、二级预热器2、电蒸汽发生 器3充注到蒸发塔4内，开启电蒸汽发生器3对料液加热使进入 蒸发塔4内的料液温度到92℃，开始试验。蒸发塔4内的温度使 料液蒸发，蒸汽在经过二次蒸汽排出管线106抽出到蒸汽压缩机5 压缩后，变成高温高压的二次蒸汽通过加热蒸汽入口管线107充 入加热器6作为加热器6的热源，继续加热加热器6中的料液， 加热器6产生的蒸汽回流至蒸发塔4的塔釜继续被蒸汽压缩机5 抽出；高温高压的二次蒸汽在加热器6的壳程中放出潜热后则冷 凝成蒸馏液通过蒸馏液排放管线108排出加热器6，蒸馏液再经蒸 馏液全回流管线114和蒸馏液正常回流管线113全部回流至蒸发 塔4内，在蒸馏液排放管线108上每半小时对蒸馏液进行取样、 检测，蒸馏液检测合格后，即满足硼浓度值≤2ppm，关闭蒸馏液 全回流管线114。

进入首批蒸馏液和浓缩液的生产阶段试验：该阶段试验的关 键运行参数详见表3。向蒸发塔4继续注入25000ppm的二次浓缩 液模拟料液，通过蒸馏液外排管线115排放首批蒸馏液(使蒸馏 液对经过一级预热器1中的料液预热)，蒸馏液排放过程中在蒸 馏液排放管线115上每半小时对蒸馏液进行取样，检测蒸馏液中 的硼浓度。待蒸馏液累积排放量达到首批蒸馏液排放目标值 1181kg时，在加热器6和蒸发塔4中循环的料液浓度不断变高，关闭蒸馏液外排管线115；打开蒸馏液全回流管线114，蒸馏液通 过蒸馏液全回流管线114全回流至蒸发塔4内；打开浓缩液排放 管线118，通过浓缩液排放管线118排放首批浓缩液，浓缩液排放 过程中在浓缩液排放管线118上每半小时对浓缩液进行取样，检 测浓缩液中的硼浓度；待浓缩液的累积排放量达到浓缩液排放目 标值150kg时，关闭浓缩液排放管线118，打开蒸馏液排放管线 115，关闭蒸馏液全回流管线114，系统返回蒸馏液生产状态。

表3：首批蒸馏液和浓缩液生产试验运行数据表

持续注入浓度为25000ppm的二次浓缩液模拟料液，进行浓 度为25000ppm的二次浓缩液模拟料液测试试验，即进入第一组试 验，第一组试验包括16批次试验。首先进行第1批次试验，当蒸 馏液累积排放量达到102kg时，排放浓缩液。浓缩液排放过程中， 同步进行蒸馏液和浓缩液的取样。每次取两份平行样品(指一次 取样时取两份样品，理论上两份样品成分相同)，其中一份用于 直接检测硼浓度，以用于蒸发分离去污性能的定量分析，另一份 则用于每组试验中所有批次样品混合后再检测，模拟核废液处理 设施实际取样检测操作(电站运行过程中将所有批次排出的蒸馏 液排到一个储罐，所有批次排出的浓缩液排到一个储罐，最后对 储罐中的蒸馏液和浓缩液进行取样检测，由于该试验过程中浓缩 液和蒸馏液混合后重复使用，因此每次只能取出少量样品，将取 出的样品进行混合，模拟核电站混合后的浓缩液、蒸馏液)。

进一步的，每组试验的最后一批次试验产生的蒸馏液一部分 去与浓缩液及该阶段试验完毕后剩余的循环配制的料液混合，重 新生成与初始料液等浓度的料液，供后续试验复用；剩余的蒸馏 液直接对外排放或排出暂存待下个周期试验复用。

试验过程中，每批次生产的蒸馏液和浓缩液排出后在配料暂 存箱混合，成为浓度为25000ppm的料液，经进料总管线101混入 二次浓缩液模拟料中，作为进料液循环使用，且不需要重新调节 料液的钠硼比。蒸馏液和浓缩液的批量排放自动交替进行，每批 次生产的蒸馏液和浓缩液混合后循环使用。

第1批次试验中浓缩液排放完毕后，自动转入第2批次试验 的蒸馏液生产状态。如表4所示，第2批次试验与第1批次试验 运行参数设置相同，为第1批次的重复试验。

第2批次试验结束后调节试验运行参数，依次进行试验批次 号为3-16的试验。试验过程中，待第1-8批次的高液位试验结束 后，关闭进料总管线101，停止进料，打开全回流管线114使蒸馏 液全回流至蒸发塔4，将蒸发塔4中部分浓缩液排出暂存，调整蒸 发塔4中液位，使蒸发塔4中液位由高液位降至低液位，进行第 9-16批次的低液位试验。

待第16批次试验结束后，将排出暂存的浓缩液回流至蒸发塔 4，使蒸发塔4中液位升至高液位，如此来调节蒸发塔4的液位高 度；通过切换蒸馏液正常回管线113的回流口，调整蒸发塔的填 料高度；通过改变进料管线105的进料流量，调节蒸发塔4的处 理量；通过调节正常回流管线113的开度控制蒸馏液的回流量， 从而改变蒸发塔4的回流比。

通过调节进料流量改变处理量；通过调节正常回流管线113 的开度调整回流比(蒸馏液流入蒸发塔4中的比例)；通过调节 循环管，即浓缩液循环管线110内的料液的循环量调节汽化率； 在蒸发塔不同填料高度处设置回流口，通过切换蒸馏液正常回流 口的位置调节填料高度。

在进行蒸发塔4内不同塔釜液位高度的测试试验时：待当前 液位高度测试试验结束后，停止进料，将蒸发塔4中的蒸馏液全 回流至蒸发塔4内，将蒸发塔4中的浓缩液排出并暂存，直至蒸 发塔4内的液位降至设定目标液位值；或者，将暂存的浓缩液流 回蒸发塔4，使蒸发塔4中液位升高至设定目标液位值。

第一组试验中进行16批次试验，试验运行参数见表4。

表4：后续蒸馏液和浓缩液生产试验运行数据表

待第16批次试验的浓缩液排放完毕后，经进料总管线101向 蒸发塔4持续注入浓度为2500ppm的寿期初废液模拟料液，进行 浓度为2500ppm的寿期初寿期废液模拟料液的测试试验，即第二 组试验。重复第一组试验中的操作过程，根据表4中运行参数， 进行第17-32批次试验。

待第32批次试验的浓缩液排放完毕后，将浓度为2500ppm 的寿期初废液模拟料液与除盐水以一定比例混合配制得到浓度为 1300ppm的料液，进行浓度为1300ppm的寿期内废液模拟料液的 测试试验，即第三组试验。浓度为1300ppm的料液向蒸发塔4中 进料，并重复第一组试验中的操作过程，根据表4中运行参数， 进行第33-48批次试验。

第48批次试验中，将一部分蒸馏液与浓缩液及该阶段试验完 毕后剩余的循环配制的料液混合成浓度为2500ppm的料液，并混 入寿期初废液模拟料液，待后续试验复用；剩余蒸馏液排放。

完成试验后，再调节寿期初废液模拟料液与除盐水的比例， 混合配制得到浓度为100ppm的料液，进行进料液浓度为100ppm 的测试试验，即第四组试验，第四组试验为寿期末废液模拟料液 的测试试验。向蒸发塔4中进料浓度为100ppm的料液，重复第一 组试验中的操作过程，根据表4中运行参数，进行第49-60批次 试验。

测试试验完毕后，热泵蒸发系统先转入热备用状态，然后进 入疏排状态，将蒸发塔4中的浓缩液排出，并与试验过程中排出 的首批蒸馏液和首批浓缩液混合生成浓度为25000ppm的料液，混 入二次浓缩液模拟料液，待下个周期试验复用。

每批次试验中，监测蒸汽压缩机5的实时功率W，测量经蒸 汽压缩机5压缩后二次蒸汽的温度和压力，查得二次蒸汽的潜热h， 测量并记录蒸馏液的流量Q。计算每批次试验中回收的热量与所 消耗的电能，得到蒸发系统的制热系数，以对蒸发系统在各性能 影响因素不同水平数下运行时的经济性进行评价比较。

同时根据每批次进料液和取样检测出的每批次蒸馏液的硼浓 度，计算该批次试验的净化系数，或根据每批次进料液和取样检 测出的每批次浓缩液的硼浓度，计算该批次试验的去污因子。针 对于试验中得到的净化系数或去污因子，采用极差分析法、方差 分析法及多重比较法分析填料高度、处理量、汽化率、回流比和 液位对系统分离性能影响的主次关系、得到各因素影响的显著性， 并进一步分析各试验结果间的差异显著性，确定出各因素的最优 设计参数，用于指导优化工程设计。

且试验过程中，首批蒸馏液和首批浓缩液生产阶段的试验运 行时间为3小时，后续每阶段试验的试验批次为16批次，重复进 行两次试验，蒸馏液和浓缩液生产阶段的试验运行时间为100.4 小时，一个周期试验的连续运行时间为103.4小时，对蒸发系统的 运行稳定性性能进行了测试。

采用该测试方法还原和模拟了放射性废液处理工程设施的操 作顺序和控制逻辑，包括充注、启机、停机等，尤其是后续蒸馏 液生产和浓缩液排放交替进行这一关键控制过程。而且模拟了不 同浓度进料及不同操作条件的运行操作控制，并相应地对浓缩液 和蒸馏液的排放目标值也进行了调节，可对控制系统的适用性及 可靠性进行充分测试验证，并可进一步地获取运行限值在内的各 种整定值信息进行分析和研究，对于进行控制与工艺、设备的耦 合优化设计具有重要意义，而且对于热泵蒸发处理放射性废液这 种开发及运行经验较少的新技术，提升运行规程开发技术可进一 步确保核电站的长期安全可靠运行。

上述四个组试验中，蒸馏液生产和浓缩液排放过程中，蒸发 塔4内的浓缩液浓度>40000ppm，此为核废液处理设施实际运行 的最严苛工况，在此工况下测试了全寿期浓度范围内的废液及更 高浓度的二次浓缩液的模拟废液的蒸发分离去污性能；此外，还 可测试蒸发塔内过度浓缩时的分离去污性能弹性范围；如此获得 的蒸发系统的分离去污性能更贴近工程需求，更有说服力。

通过一个试验周期试验的连续运行考察蒸发系统的连续运行 稳定可靠性，在该试验周期中共进行了四种不同进料浓度的试验， 模拟核电站运营寿期内不同硼浓度的废液及二次浓缩液蒸发分离 过程及蒸发系统的净化去污效果。在每个阶段试验中，设计了有重复试验的正交试验，通过进行多批次试验，以净化系数或去污 因子作为评价指标，考察多个试验因素的不同水平对评价指标的 影响，得到最优试验参数组合方案，同时在每批次试验过程中， 通过监测系统的耗电量和回收利用的热量，计算了各批次试验中 热泵系统的制热系数，以对蒸发系统在各性能影响因素各水平组 合下运行时的经济性进行评价比较。如此，蒸发分离去污性能、 节能效果、最优设计参数及运行稳定可靠性四项试验同步测试， 试验效率高，试验耗时短。

该测试方法首先进行二次浓缩液模拟料液的试验，充注到蒸 发塔内的模拟料液浓度较高为25000ppm，系统运行2.9小时后蒸 发塔4内浓缩液达标(硼浓度达到42000ppm)。若先进行寿期初 废液模拟料液的试验，充注到蒸发塔内的模拟料液浓度较低为 2500ppm，系统需运行72小时，蒸发塔4内浓缩液才能达标。首 先进行二次浓缩液模拟料液的试验极明显地缩短了首批浓缩液达 标的时间，进而极明显缩短了整个试验周期的耗时；将有限的试 验时间更多地分配给了后面的更有意义的性能测试试验，时间使 用效率更高；每组试验中通过设计正交试验进行最优参数的测试 试验，每组试验中需进行8次试验，若安排全面试验，则每组试 验中需进行64次试验。正交试验的设计，能够通过尽可能少的试 验次数获得与全面试验相当的试验结果，试验次数大大减少，试 验效率大大提高，进一步节省了整个试验周期的耗时，如表5所 示。

表5：优先进行二次浓缩液模拟料液与寿期初废液模拟料液 测试试验的对比

由表5可知，首先进行二次浓缩液模拟料液的试验，充注到 蒸发塔4内和蒸发塔4内浓缩液达标需要的二次浓缩液模拟料液 量为7.6t，若先进行寿期初废液模拟料液的试验，充注到蒸发塔4 内和蒸发塔4内浓缩液达标需要的寿期初废液模拟料液量为76.8t。 首先进行二次浓缩液模拟料液的试验，大大减小原料箱的容积、 有效节省设备投资及试验物资；根据表6可知，试验过程中配料 又进一步大大节省了设备投资及试验物资；

表6：试验准备阶段配料量

项目	试验过程中配料时	试验过程中不配料时
			总配料量/t	11	107.8

对于放射性废液处理工程设施，待处理的来料暂存箱内的废 液会充分混合，即每次运行所处理的废液浓度是固定的；该测试 方法中每阶段试验中固定浓度进料，与实际运行情况相符合；且 蒸馏液和浓缩液的取样检测数据可针对性地进行定量分析比较， 进而寻找各性能影响因素最佳水平组合方案，从而可实现工艺操 作条件及设备结构的耦合设计优化，对于系统的研制开发及优化 的指导性较强。

上述测试方法中，配制的二次浓缩液模拟料液和核设施寿期 初废液模拟料液的浓度、上述各个阶段试验的进料浓度、试验组 数、每组试验的试验批次数量、正交试验考察因素及水平、能耗 评价方式等都可以根据试验的实际需求及配置进行灵活调整。

在本实施例的一种优选实施方式中，在配制所述含硼料液时， 向所述含硼料液中通入预设浓度的氢氧化钠溶液，以调整含硼料 液的钠硼比，防止含硼料液发生硼结晶。

综上，以上仅为本发明的较佳实施例而已，并非用于限定本 发明的保护范围。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修 改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理 而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领 域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况 下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的 保护范围。

Claims (15)

1.一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，其特征在于，包括：

设定有重复试验的正交试验表以确定每组试验的试验次数及操作条件；

配制两种预设浓度的含硼模拟料液，分别为二次浓缩液模拟料液和核设施寿期初废液模拟料液，以分别模拟二次浓缩液和核设施寿期初废液；

向加热器和蒸发塔内填充预设体积和预设浓度的二次浓缩液模拟料液；开启热泵蒸发装置，进行首批蒸馏液生产和首批浓缩液排放，将排出的首批蒸馏液和浓缩液暂存；

向蒸发塔中进料，按照所述正交试验表依次进行多组不同浓度料液试验，每组试验中安排多批次蒸馏液生产和浓缩液排放试验，并将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的进料液循环使用；在每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验。

2.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验包括：分离去污性能、节能效果、最佳操作条件及运行稳定可靠性测试试验。

3.根据权利要求2所述的性能验证方法，其特征在于，

所述正交试验表中包括试验因素及其水平数；

所述分离去污性能试验包括：在每批次测试试验中，取样检测蒸馏液和浓缩液中的硼浓度，进行分离去污性能试验的定量分析；

所述节能效果试验包括：在每批次测试试验中，监测压缩机的耗电量、经压缩机压缩后二次蒸汽的温度和压力、及蒸汽凝结产生的冷凝液流量，进而计算每批次试验中回收的热量与所消耗的电能，得到蒸发系统的制热系数，进行节能效果的定量分析；

所述最佳操作条件试验包括：根据正交试验表中所列试验因素及其水平数改变蒸发系统操作条件，以测试各试验因素不同水平数下的蒸发分离去污性能，通过对试验结果的分析获得最优设计参数；

所述运行稳定可靠性测试试验包括：将试验过程总运行时间超过设定时间，以测试蒸发系统的运行稳定可靠性。

4.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述设定有重复试验的正交试验表确定每组试验的试验次数及操作条件包括：

选取试验因素，设定各试验因素的水平数；以净化系数或去污因子作为评估指标，根据试验因素设定有重复试验的正交试验表，确定每组试验的试验次数及操作条件；

所述试验因素包括：蒸发塔填料高度、回流比、汽化率、液位和处理量。

5.根据权利要求4所述的性能验证方法，其特征在于，所述方法还包括：

通过调节进料流量改变处理量；通过调节正常回流管线的开度调整回流比；通过调节循环管内的料液的循环量调节汽化率；在蒸发塔不同填料高度处设置回流口，通过切换蒸馏液正常回流口的位置调节蒸发塔填料高度。

6.根据权利要求4所述的性能验证方法，其特征在于，所述试验因素还包括塔釜液位高度；

在进行塔釜液位高度的测试试验时，待当前液位高度测试试验结束后，停止进料，将蒸发塔中的蒸馏液全回流至蒸发塔内，将蒸发塔中的浓缩液排出并暂存，直至蒸发塔内的液位降至设定目标液位值，或者，将暂存的浓缩液流回蒸发塔，使蒸发塔中液位升高至设定目标液位值。

7.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述二次浓缩液模拟料液的硼浓度大于核电厂产生的放射性废液的最大硼浓度。

8.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的进料液循环使用包括：

将满足第一预设排放要求的蒸馏液和满足第二预设排放要求的浓缩液间歇排放并暂存；

将达到各自排放要求的浓缩液和蒸馏液混合成硼浓度为初始预设浓度的进料液，以作为同一浓度下不同批次的含硼进料液，进行试验。

9.根据权利要求8所述的性能验证方法，其特征在于，所述性能验证方法还包括蒸馏液和浓缩液的循环配料试验步骤，其包括：

将满足第二预设排放要求的浓缩液间歇排放、暂存；

将达到第二预设排放要求的浓缩液与蒸馏水或除盐水混合，以配制成不同于所述初始预设浓度的多种其他预设硼浓度的进料液，作为不同浓度的含硼进料液，进行试验。

10.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述不同浓度料液试验中的硼浓度的值至少包括核电厂所有系统产生的放射性废液的硼浓度最高值和最低值。

11.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，还包括：

首批蒸馏液生产阶段的试验中，每隔设定时间对蒸馏液和浓缩液进行取样，检测其中硼浓度，用于蒸发分离去污性能的定量分析；

后续的各阶段试验中，蒸馏液和浓缩液的取样与浓缩液排放过程同步进行；每次至少取两份平行样品，其中一份用于直接检测硼浓度，以用于每批次蒸发分离去污性能的定量分析，另一份用于每组试验的所有批次样品混合后再检测，以模拟核废液处理设施实际取样检测操作。

12.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，每组试验的最后一批次试验产生的蒸馏液一部分去与浓缩液及该阶段试验完毕后剩余的循环配制的料液混合，重新生成与初始料液等浓度的料液，供后续试验复用；剩余的蒸馏液直接对外排放或排出暂存待下个周期试验复用。

13.根据权利要求1或2所述的性能验证方法，其特征在于，所述试验过程中，依据测试需求调整启机、蒸馏液生产、浓缩液排放、热备用、疏排的操作顺序。

14.根据权利要求2所述的性能验证方法，其特征在于，所述试验过程中，在预定范围内通过调整蒸馏液的排放目标值，测试蒸发塔内料液过度浓缩时蒸发系统的分离去污性能。

15.根据权利要求1至12中任一项所述的性能验证方法，其特征在于，在配制所述含硼料液时，向所述含硼料液中通入预设浓度的氢氧化钠溶液，以调整含硼料液的钠硼比，防止含硼料液发生硼结晶。

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