CN117524531A - 一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法 - Google Patents

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王鑫
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Abstract

本发明公开了一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法，属于核电厂放射性废液处理领域。本发明针对CAP系列核电厂超设计基准事故废液的特点，采用紧凑、高效、操作简单、运行维护方便的选择性吸附工艺，形成了适用于高硼酸、高磷酸三钠背景的超设计基准事故废液处理系统，其包括：过滤装置；与过滤装置出口相连的介质床；介质床组设置于密封装置内，密封装置设有入风孔和排风孔，入风孔、排风孔位置处设置迷宫墙结构，且所述密封装置具有核屏蔽作用，入风孔和排风孔的设置解决了实际应用过程中存在的装置灵活性差、辐射防护、衰变热的导出以及废介质排放等工程问题。

Description

一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法
技术领域
本发明属于为核电厂放射性废液处理领域，具体涉及一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法。
背景技术
公开该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不必然被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已经成为本领域一般技术人员所公知的现有技术。
CAP系列核电厂配备的非能动安全注射系统(PSIS)中包含低温含硼水，在核电厂发生超设计基准事故条件时，PSIS系统将投入运行冷却堆芯，并在事故缓解过程中通过非能动方式在堆腔淹没水中添加化学物(磷酸三钠)，将其pH调节至7.0-9.5范围内，以提高事故后放射性核素在安全壳内的滞留性。
CAP系列核电厂超设计基准事故废液具有水质复杂、化学物含量高(含高浓度硼酸(2700mg/L)和磷酸三钠(500mg/L))、放射性水平高和含几种半衰期长需要高效去除的核素(如Cs、Sr、Ce)等问题，其进入CAP系列核电厂放射性废液系统进行处理时，因放射性活度浓度高，给CAP系列核电厂放射性废液系统带来巨大压力。且CAP系列核电厂超设计基准事故废液产生位置具有不确定性，集中处理的话需要将废液进行搬运，费时费力，且存在风险。
因此，开发一种具有灵活性强、操作简便、处理效率高、灵活性强、固废产生量少等优势的CAP系列核电厂超设计基准事故废液处理装置和工艺。
发明内容
为了解决现有技术的不足，本发明的目的是提供一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法，本发明提供的系统具有操作简便、处理效率高、灵活性强、可移动等优势，非常适合于CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理。
为了实现上述目的，本发明的技术方案为：
本发明的第一个方面，提供一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括：与废液储存装置出口相连的过滤装置；
与过滤装置出口相连的介质床组，其用于去除废液中的目标核素；所述介质床组中设有多个介质床，多个介质床并联设置，且上一级介质床出水进入下一级介质床中，介质床出口与废液储存装置相连；所述介质床组设置于一个密封装置内，所述密封装置设有入风孔和排风孔，入风孔、排风孔位置处设置迷宫墙结构，且所述密封装置具有核屏蔽作用。
在本发明的一些实施例中，所述介质床中的介质为对高硼酸与高磷酸三钠具有强抗干扰性的选择性介质。
优选的，所述选择性介质为除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质。
在本发明的一些实施例中，所述密封装置内设有取样箱，所述取样箱设置在所述介质床组的管道上。
本发明的一些实施例中，所述CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统还包括废介质接受容器，其与每个介质床相连，用于收集介质床中的废介质。
本发明的一些实施例中，所述CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统还包括泵，其与废液储存装置出口相连，用于将废液储存装置中的废液泵送至过滤装置内。
本发明的第二个方面，提供一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，采用第一方面所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括如下步骤：
(1)向介质床组的介质床中填充除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质；
(2)采用泵将废液储存装置中的待处理废液泵送至过滤装置去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，过滤后待处理废液进入散热装置冷却至40℃以下后，进入介质床组，依次经过填装有特定选择性介质的介质床，去除目标核素后返回废液储存装置循环处理。
本发明的一些实施例中，所述待处理废液为经衰变冷却一年左右后的CAP系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，其放射性活度浓度不小于1010Bq/L。
本发明的一些实施例中，所述待处理废液中，以硼计，硼酸浓度为2500～2900ppm；以磷计，磷酸三钠浓度为450～500ppm。
本发明的一些实施例中，以30BV/h流速运行，装置对目标核素铯、锶、钴和铈单次通过的去污因子不小于100，处理水量达200BV以上。
本发明的有益效果为：
本发明针对CAP系列核电厂超设计基准事故废液的特点，综合考虑装置可移动、辐射防护安全可靠、热量释放以及运维便利等因素，开发适用于CAP系列核电厂超设计基准事故的废液处理系统。本发明的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统通过确定合理的介质类型及组合保障对高硼酸、高磷酸三钠背景的超设计基准事故废液的具有较好的处理效果，且流程简单、搭配合理有效，满足废液处理达标排放的需求，同时规避传统高放废液需要水泥固化而产生大量固体废物的问题。同时本发明的处理系统为模块化和小型化的设计，实现装置的整体可移动性，灵活性高，解决了超设计基准事故条件下放射性废液处理接口位置的不确定性问题。本发明的处理系统综合考虑辐射防护、衰变热导出以及废介质排放等要求，通过密封装置以及其入风孔、排风孔、迷宫墙结构等的设置，实现衰变热的导出，保证介质的应用效果。
经试验检测，采用本发明的系统对CAP系列核电厂超设计基准事故废液进行循环处理，废液的放射性活度浓度可低于107Bq/L，接入CAP系列核电厂放射性废液系统的进一步处理后，最终可实现废液的放射性活度浓度低于1000Bq/L，满足GB 6249-2011(核动力厂环境辐射防护规定)中沿海的排放限值要求。
附图说明
构成本发明的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。
图1为本发明实施例1CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统的工艺流程图。
其中，1-废液储存装置，2-过滤装置，3-泵，4-第一冷却器，5-介质床，6-密封装置，7-废介质接收容器。
具体实施方式
为了进一步了解本发明，下面结合实施例对本发明的优选实施方案进行描述，但是应当理解，这些描述只是为进一步说明本发明的特征和优点而不是对本发明专利要求的限制。
本发明所有原料，对其来源没有特别限制，在市场上购买的或按照本领域技术人员熟知的常规方法制备的即可。
本发明所用原料，对其纯度没有特别限制，本发明优选采用工业纯或污水处理领域常规的纯度即可。
本发明所有名词表达和简称均属于本领域常规名词表达和简称，每个名词表达和简称在其相关应用领域内均是清楚明确的，本领域技术人员根据名词表达和简称，能够清楚准确唯一的进行理解。
本发明提供了一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括：
与废液储存装置出口相连的过滤装置；
与过滤装置出口相连的介质床组，其用于去除废液中的目标核素；所述介质床组中设有多个介质床，多个介质床并联设置，且上一级介质床出水进入下一级介质床中，介质床出口与废液储存装置相连；所述介质床组设置于一个密封装置内，所述密封装置设有入风孔和排风孔，入风孔、排风孔位置处设置迷宫墙结构，且所述密封装置具有核屏蔽作用；
与入风孔和排风孔相连的冷却器，其用于为密封装置内散热。
参见图1，图1为本发明实施例提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统的工艺流程图。图1中，1为废液储存装置，2为过滤装置，3为泵，4为第一冷却器，5介质床，7为废介质接收容器，6为密封装置。
本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统包括：过滤装置2、泵3、第一冷却器4、介质床5、废介质接收容器7和密封装置6。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，废液储存装置1内盛放待处理的废液，该废液为CAP系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，其经衰变冷却一年左右，放射性活度浓度不小于1010Bq/L后，采用本申请的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统进行处理，以降低废液的放射性活度浓度。本发明的废液储存装置可为安全壳(即核反应堆安全壳)，其用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，泵3用于为处理系统中待处理废液进行循环处理供能。泵2可以设置在废液储存装置1和过滤装置2之间，将待处理废液泵送至过滤装置2进行过滤；也可以设置在过滤装置2和第一冷却器4之间，将过滤后的待处理废液泵送至第一冷却器4冷却后进入介质床5。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，过滤装置2与废液储存装置1出口相连，用于去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，避免颗粒态物质进入介质床5后，堵塞介质床5，影响介质床5去除目标核素的效率。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，综合考虑辐射防护、热量释放、运维便利等，在密封装置6内设置了一字型排列布置四台介质床5，介质床5采用整体屏蔽的方式满足辐射防护要求，介质管道和废液进、出管道、仪表、阀门、取样箱等均布置在密封装置6内的一侧，这种布置方式的优点是密封装置6内的介质输送管线布置简单、弯头少、装卸介质时堵管概率低，同时具备布置紧凑、功能完善、方便运行操作等特点，运行时除取样和更换介质需人员短时间接近外，其余均实现远距离操作，大大避免了人与辐射接触，保证人员的安全。
密封装置6具有屏蔽作用，对介质床5进行整体屏蔽，满足辐射防护需求。本发明中的密封装置6可为具有屏蔽作用的集装箱。采用模块化、小型化设计思路，将处理系统所有设备(包含介质床、相应的管道阀门等工艺设备以及仪表、取样箱、照明、控制柜等配套设备)布置在标准集装箱内，实现处理系统的可移动性，解决超设计基准事故条件下放射性废液处理接口位置的不确定性问题。
进一步的，四台介质床5的入口连接在一起，前一个介质床的出水口与后一个介质床的入口相连，最后一个介质床的出口与废液储存装置1相连，待处理废液在CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中循环处理。
进一步的，本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统的设计充分还考虑了介质床5衰变热的导出问题以及由此引起的辐射防护问题，并通过辐射、传导和对流的组合提供衰变热的非能动散热功能，通过在密封装置6设置入风孔、排风孔以及在入风孔和排风孔位置处设置迷宫墙结构来显著减少对于周边环境的剂量影响。
密封装置6散热主要通过入风口引入的环境空气，借助空气自然对流与热传导等方式实现被动式的冷却。衰变热通过对流从介质床5排到密封装置6内的空气中，然后通过自然循环从排风口排出。环境空气通过位于密封装置6底部的入风口进入密封装置6，并围绕介质床5进行循环。同时衰变热也从介质床5表面辐射到密封装置6的内壁，然后通过空气自然对流和热传导散出。密封装置6的被动式冷却系统能确保介质床5在长期使用过程中介质温度不超过使用限值，确保介质的应用效果。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，第一冷却器4设置于过滤装置2与介质床5之间，用于降低CAP系列核电厂超设计基准事故废液的温度。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，介质床6中的填充的介质为对高硼酸与高磷酸三钠具有强抗干扰性的选择性介质，包括但不限于离子交换树脂、沸石等。
按照废液的流动方向，第一个介质床填充的选择性介质为除铯选择性介质，用于去除目标核素铯-134/137。第二个介质床填充的选择性介质为除锶和钴选择性介质，用于去除目标核素钴-58/60和锶-89/90。第三个介质床填充的选择性介质为除铈选择性介质，用于去除目标核素铈-144。第四个介质床填充的选择性介质为阴离子核素吸附介质，用于去除目标核素如碘-131等其他阴离子态核素。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，所述密封装置内设有取样箱，所述取样箱设置在所述介质床组的管道上。通过取样检测废液的放射性活度，判断处理效果。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，还包括废介质接收容器7，其入口与每个介质床5相连，用于收集介质床5中的废介质。
本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，是针对CAP系列核电厂超设计基准事故废液特点设计的，配置选择性吸附处理的介质床，采用对高硼酸与高磷酸三钠具有强抗干扰性的选择性介质，可实现单次通过去污因子100以上，处理能力达200倍床体积以上。
本发明还提供了一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，采用上述技术方案所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统进行，包括如下步骤：
(1)向介质床组的介质床5中填充除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质；
(2)采用泵3将废液储存装置1中的待处理废液泵送至过滤装置2去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，过滤后待处理废液进入第一冷却器4冷却至40℃以下后，进入介质床5，依次经过填装有特定选择性介质的介质床5，去除目标核素后返回废液储存装置7循环处理。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法中，所述待处理废液为经衰变冷却一年左右后的CAP系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，其放射性活度浓度不小于1010Bq/L。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法中，所述待处理废液中，以硼计，硼酸浓度为2500～2900ppm，具体可为2500ppm、2600ppm、2700ppm、2800ppm或2900ppm等；以磷计，磷酸三钠浓度为450～500ppm，具体可为450ppm、460ppm、470ppm、480ppm、490ppm或500ppm等。
在本发明提供的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统中，以30BV/h流速运行，装置对目标核素铯、锶、钴和铈单次通过的去污因子不小于100，处理水量达200BV以上。
本发明提供的技术方案从降低待处理废液的放射性活度浓度出发，通过设置介质床组，通过设置的多个相连的介质床、选用合适的选择性介质，利用选择性吸附处理工艺，同时配合利用被动式冷却系统，保证介质床在长期使用过程中介质温度不超过适用温度，保证介质的应用效果，提高目标核素的去除效率。
为了使得本领域技术人员能够更加清楚地了解本发明的技术方案，以下将结合具体的实施例详细说明本发明的技术方案。
实施例1
本实施例提供的一种如图1所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括：过滤装置2、泵3、第一冷却器4、介质床5、废介质接收容器7和密封装置6。其中，废液储存装置1、过滤装置2、泵3、第一冷却器4、介质床5依次相连，介质床5的出水通过管道进入废液储存装置1内形成闭环，待处理废液在处理系统中循环处理。
处理系统中设有4个介质床，4个介质床呈一字型排列，按照待处理废液流动方向，第一个介质床的入口与第一冷却器出口相连，第一个介质床的出口与第二个介质床的入口相连；第二个介质床的入口也与第一冷却器出口相连，第二个介质床的出口与第三个介质床的入口相连；第三个介质床的入口也与第一冷却器出口相连，第三个介质床的出口与第四个介质床的入口相连；第四个介质床的入口也与第一冷却器出口相连，第四个介质床的出口与废液储存装置相连。
第一个介质床填充的选择性介质为除铯选择性介质，用于去除目标核素铯-134/137。第二个介质床填充的选择性介质为除锶和钴选择性介质，用于去除目标核素钴-58/60和锶-89/90。第三个介质床填充的选择性介质为除铈选择性介质，用于去除目标核素铈-144。第四个介质床填充的选择性介质为阴离子核素吸附介质，用于去除目标核素如碘-131等其他阴离子态核素。
介质床5、相关的管道阀门等工艺设备以及仪表、取样箱、照明、控制柜等配套设备均安装在密封装置6内，密封装置6具有核屏蔽作用，且可移动，解决超设计基准事故条件下放射性废液处理接口位置的不确定性问题。密封装置6的底部设有入风孔，顶部设有排风孔，密封装置6的入风孔和排风孔位置处均设置有迷宫墙结构，以显著减少用于周边环境的剂量影响。此处的剂量是指对周边的辐射剂量影响，装置开孔会影响整体的屏蔽效果，增加周边物项的受辐照风险，设置迷宫墙可有效减少放射性通过开孔对周边的影响。
通过入风孔和排风孔的设置，密封装置6内气体实现循环流动，导出介质床衰变热，确保介质床在长期使用过程中介质温度不超过使用限制，确保介质的应用效率。
废介质接收容器7设置在密封装置6外边，其入口通过管道与每个介质床5相连，用于收集介质床5中的废介质。
实施例2
本实施例提供一种在实施例1所述的系统中进行的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，包括以下步骤：
采用泵3将废液储存装置1中的待处理废液泵送至过滤装置2去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，过滤后待处理废液进入第一冷却器4冷却至40℃以下后，进入介质床5，依次经过填装有特定选择性介质的介质5床，去除目标核素后返回废液储存装置1循环处理。
模拟试验数据：
以2700mg/L硼酸浓度(以硼计)、500mg/L磷酸三钠浓度(以磷计)组成模拟废液背景浓度，目标核素质量浓度不低于超设计基准事故下实际浓度，以30BV(床体积)/h流速运行，如表1所示，系统对目标核素铯(Cs)、锶(Sr)、钴(Co)和铈(Ce)可实现单次通过的去污因子(DF＝C0/C,C0表示目标核素进水浓度，C表示目标核素出水浓度)不小于100，处理水量达200BV以上。
表1处理结果
对于CAP系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，经衰变冷却一年左右后，其放射性活度浓度不小于1010Bq/L，硼酸浓度(以硼计)约2700ppm，磷酸三钠浓度(以磷计)约500ppm。待处理废液从安全壳(即废液储存装置)内泵出经冷却器冷却至40℃以下，进入前置过滤器去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，随后依次经过4台装填有特定选择性介质的介质床，去除目标核素后，然后返回安全壳循环处理。经上述处理序列循环处理后，废液的放射性活度浓度可低于107Bq/L，接入CAP系列核电厂放射性废液系统的进一步处理后，最终可实现废液的放射性活度浓度低于1000Bq/L，满足GB 6249-2011(核动力厂环境辐射防护规定)中沿海的排放限值要求。
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。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。

Claims (10)

1.一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，包括：与废液储存装置出口相连的过滤装置；
与过滤装置出口相连的介质床组，其用于去除废液中的目标核素；所述介质床组中设有多个介质床，多个介质床并联设置，且上一级介质床出水进入下一级介质床中，介质床出口与废液储存装置相连；所述介质床组设置于一个密封装置内，所述密封装置设有入风孔和排风孔，入风孔、排风孔位置处设置迷宫墙结构，且所述密封装置具有核屏蔽作用。
2.如权利要求1所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，所述介质床中的介质为对高硼酸与高磷酸三钠具有强抗干扰性的选择性介质。
3.如权利要求2所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，所述选择性介质为除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质。
4.如权利要求1所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，所述密封装置内设有取样箱，所述取样箱设置在所述介质床组的管道上。
5.如权利要求1所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，还包括废介质接收容器，其与每个介质床相连，用于收集介质床中的废介质。
6.如权利要求1所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，还包括泵，其与废液储存装置出口相连，用于将废液储存装置中的废液泵送至过滤装置内。
7.一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，采用权利要求1-6任一所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括如下步骤：
(1)向介质床组的介质床中填充除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质；
(2)采用泵将废液储存装置中的待处理废液泵送至过滤装置去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，过滤后待处理废液进入散热装置冷却至40℃以下后，进入介质床组，依次经过填装有特定选择性介质的介质床，去除目标核素后返回废液储存装置循环处理。
8.如权利要求7所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，所述待处理废液为经衰变冷却一年左右后的CAP系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，其放射性活度浓度不小于1010Bq/L。
9.如权利要求7所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，所述待处理废液中，以硼计，硼酸浓度为2500～2900ppm；以磷计，磷酸三钠浓度为450～500ppm。
10.如权利要求7所述的CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，以30BV/h流速运行，装置对目标核素铯、锶、钴和铈单次通过的去污因子不小于100，处理水量达200BV以上。
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