白 玉

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 葫蘆島 125100）

三種不同設(shè)計核電廠放射性廢液處理系統(tǒng)差異性分析

白 玉

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 葫蘆島 125100）

核電廠啟動、停運(yùn)和功率運(yùn)行期間產(chǎn)生的放射性廢液在排放到環(huán)境以前，必須進(jìn)行處理，從而保證液態(tài)流出物不會對公眾、環(huán)境造成不利影響。國內(nèi)運(yùn)行核電廠和在建核電廠在設(shè)計上都嚴(yán)格遵守相關(guān)法律、法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)對于液態(tài)流出物排放的要求。在滿足上述原則的基礎(chǔ)上，各個核電廠對于放射性廢液處理系統(tǒng)的設(shè)計存在一定的差異。通過對CPR1000、WWER-1000和AP1000等三種國內(nèi)比較有代表性、應(yīng)用比較廣泛的壓水堆核電廠廢液處理系統(tǒng)進(jìn)行深入研究，歸納和總結(jié)出它們在廢液分類、收集方式，廢液處理原則，采用的設(shè)施、設(shè)備和工藝流程等方面的相同點(diǎn)和差異性，從而說明了三種設(shè)計各自的優(yōu)、缺點(diǎn)。結(jié)合年度放射性核素排放量、濕廢物的產(chǎn)生量和對工作人員的輻照影響等因素進(jìn)行綜合評價，證明了AP1000在廢液處理系統(tǒng)設(shè)計上的優(yōu)勢。

壓水堆；核電廠；放射性廢液；CPR1000；WWER-1000；AP1000

壓水堆核電廠在各種運(yùn)行工況下，都會產(chǎn)生一些放射性廢物，按自然形態(tài)區(qū)分，包括液態(tài)、氣態(tài)和固態(tài)放射性廢物。為了保護(hù)環(huán)境免受放射性污染，防止對工作人員和周圍居民造成過量的放射性輻照，所有放射性廢物在排放到環(huán)境和最終處置前，必須經(jīng)收集和處理。使其各項指標(biāo)達(dá)到國家法律、法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的要求。

國內(nèi)壓水堆核電廠由于所采用的技術(shù)路線不同，對于放射性廢液處理系統(tǒng)的設(shè)計思路也有所差異，文章將取比較有代表性、在國內(nèi)應(yīng)用比較廣泛的的CPR1000、WWER-1000和AP1000機(jī)組進(jìn)行逐一分析。

1 核電廠液態(tài)流出物排放技術(shù)要求

核電廠液態(tài)流出物排放應(yīng)符合國家標(biāo)準(zhǔn)的強(qiáng)制要求，具體包括：

1）核電廠液態(tài)流出物排放系統(tǒng)的設(shè)計和運(yùn)行以及核電廠放射性液態(tài)流出物排放的管理應(yīng)滿足GB 18871—2002[1]的要求，遵循“輻射防護(hù)最優(yōu)化”和“廢物最小化”的原則。

2）核電廠放射性液態(tài)流出物向環(huán)境排放應(yīng)采用槽式排放，從而確保液態(tài)流出物在排放前進(jìn)行充分地衰變、攪混和取樣，取樣結(jié)果不滿足排放要求的，從貯槽送回系統(tǒng)進(jìn)行再次處理。對于每一個排放系統(tǒng)，應(yīng)設(shè)置2個足夠容量的貯存排放槽和至少1個備用貯存排放槽。排放的放射性總量應(yīng)符合GB 6249—2011[2]。國標(biāo)規(guī)定，對于3 000 MW熱功率的反應(yīng)堆，每堆液態(tài)流出物年排放總量的控制值如表1所示，對于熱功率大于或小于3 000 MW的反應(yīng)堆，應(yīng)根據(jù)功率對表1控制值進(jìn)行適當(dāng)調(diào)整。

表1 輕水堆核電廠液態(tài)放射性流出物控制值Table 1 Control value of radioactive effluent for LWR nuclear power plant

3）對于濱海廠址，系統(tǒng)排放口處除氚、碳-14外，其他放射性核素的總排放濃度上限為1 000 Bq/L。排放口應(yīng)設(shè)置在線監(jiān)測儀表，且報警閾值不應(yīng)超過控制值的5倍；

4）對于濱海廠址，液態(tài)流出物應(yīng)與循環(huán)冷卻水混合后離岸排放，超過排放濃度限值的放射性液態(tài)流出物，不得采用稀釋方法排入電廠排水渠。

2 放射性廢液處理方式

2.1 CPR1000核電廠放射性廢液處理方式[3]

2.1.1 可復(fù)用廢液的處理方式

CPR1000核電廠對于放射性廢液的分類包括可復(fù)用廢液和不可復(fù)用廢液。分別采取不同的收集、處理方法?？蓮?fù)用廢液由硼回收系統(tǒng)TEP系統(tǒng)進(jìn)行處理，廢液是來自化容系統(tǒng)RCV和核島排氣和疏水系統(tǒng)RPE的含氫反應(yīng)堆冷卻劑。

可復(fù)用廢液處理方法如圖1所示：TEP的前置貯存、過濾除鹽和除氣子系統(tǒng)設(shè)有2個獨(dú)立系列，各服務(wù)于一臺機(jī)組，有連接管道可相互備用，其余部分為兩臺機(jī)組共用。

過濾器為細(xì)網(wǎng)眼機(jī)械過濾器；除鹽裝置由陽床和混床組成。陽床用以去除陽離子雜質(zhì)，并對銫具有高選擇性能和較好的攔截能力?；齑簿哂休^徹底地去除弱堿性陰離子（如碲和鉬）的能力。脫氣裝置用來去除溶解在排出液中的氫、裂

變氣體和其他氣體，采用熱力除氣法，熱源來自輔助蒸汽。

圖1 CPR1000核電廠可復(fù)用廢液處理流程圖Fig.1 Processing flow of reusable liquid waste in CPR1000 nuclear power plant

蒸發(fā)裝置的作用是通過熱力蒸餾的方式，將可復(fù)用的一回路排水分離成硼含量低于5×10-6，氧含量低于0.1×10-6的蒸餾水和硼含量為7 000×10-6的濃硼酸溶液，分別送往蒸餾液和濃縮液監(jiān)測槽，取樣合格后可以重復(fù)利用。蒸發(fā)裝置的熱源來自輔助蒸汽。

2.1.2 不可復(fù)用廢液處理方式

不可復(fù)用廢液由廢液處理系統(tǒng)TEU進(jìn)行處理，廢液來自于幾部分：

1）工藝排水箱，接收不能回收的一回路冷卻劑的泄漏水、設(shè)備疏排水、樹脂沖洗水、TEP系統(tǒng)不能回收的濃縮液和固體廢物處理系統(tǒng)廢樹脂清洗水等。

2）地面排水箱，接收地面疏排水和洗衣房排水。

3）化學(xué)排水箱，接收化學(xué)取樣和實驗室廢水。

TEU為上述廢液提供獨(dú)立的前端貯存、檢測和處理。TEU將高放廢液與低放廢液分開處理，低放廢液可經(jīng)過濾后直接排放，而高放廢液的化學(xué)含量低時，經(jīng)過除鹽處理，如果化學(xué)含量高，則進(jìn)行蒸發(fā)濃縮，蒸發(fā)器的工作原理和TEP系統(tǒng)相類似，濃縮液送往固體廢物處理系統(tǒng)（TES）固化和裝桶。TEU系統(tǒng)包括六個單元：前貯存單元、化學(xué)中和單元、蒸發(fā)凈化單元、除鹽凈化單元、過濾凈化單元、監(jiān)測排放單元，為兩臺機(jī)組共用。

化學(xué)中和單元由兩套相同的裝置組成：一個用作酸中和，另一個用作堿中和。采用的分別是硝酸和氫氧化鈉溶液。氫氧化鈉溶液可以保證廢液在蒸發(fā)器中蒸發(fā)濃縮后，常溫下不致結(jié)晶。硝酸和氫氧化鈉溶液用于調(diào)節(jié)廢液貯存箱中的酸堿度，從而增加濃縮液的溶解度，改善廢液的質(zhì)量，以利于水泥固化；同時，可以為直接排放的廢液調(diào)節(jié)pH，使其在可接受的排放限值（pH為6.0～9.0）以內(nèi)。

2.2 WWER-1000核電廠放射性廢液處理方式[4]

2.2.1 可復(fù)用廢液的處理方式

WWER-1000核電廠的可復(fù)用廢液由一回路冷卻劑處理系統(tǒng)（KBF）來進(jìn)行處理，KBF系統(tǒng)收集并處理核電廠在各種運(yùn)行工況下從一回路導(dǎo)出的含硼水以及由含硼疏水收集系統(tǒng)（KTC）收集的含硼疏排水，通過蒸發(fā)的方法，得到濃度為16 g/kg和40 g/kg的硼酸溶液和可供復(fù)用的蒸餾水。可復(fù)用廢液處理流程如圖2所示。由圖2可以看出，WWER-1000機(jī)組的含硼廢液處理方式和CPR1000機(jī)組在原理上是一樣的，區(qū)別在于冷卻劑的除氣在化容系統(tǒng)完成，可以不通過廢液處理系統(tǒng)實現(xiàn)對冷卻劑的排氣操作。由于除鹽床并不參與除氣期間的凈化，

所以設(shè)置在硼濃縮液輸送回硼酸貯存箱之前，WWER-1000機(jī)組的除鹽床為一臺陽床、一臺陰床設(shè)置，且兩臺機(jī)組各有一套一回路冷卻劑處理系統(tǒng)。

圖2 WWER-1000核電廠可復(fù)用廢液處理流程圖Fig.2 Processing flow of reusable liquid waste in WWER-1000 nuclear power plant

2.2.2 不可復(fù)用廢液的處理方式

WWER-1000的疏排水系統(tǒng)是按照廠房來進(jìn)行劃分的，收集不含硼或含硼量極低的廢液，包括：反應(yīng)堆廠房特排水系統(tǒng)（KTF），安全廠房特排水系統(tǒng)（KTL），核服務(wù)廠房特排水系統(tǒng)（KTT），輔助廠房特排水系統(tǒng)（KTH）。

消防排水、核服務(wù)廠房地漏水和洗衣房排水等通常放射性較低，經(jīng)取樣如果達(dá)到排放標(biāo)準(zhǔn)，則通過KTT系統(tǒng)直接進(jìn)行排放，如果無法滿足排放標(biāo)準(zhǔn)，則和其他排水一起被送到KPF系統(tǒng)進(jìn)行處理。KPF系統(tǒng)是地漏水處理系統(tǒng)。

由此可以看出，WWER-1000機(jī)組和CPR1000機(jī)組在處理不可復(fù)用廢液的方式上，基本原理是相同的，WWER-1000機(jī)組雖然沒有在KPF系統(tǒng)將各種廢液用單獨(dú)的儲水罐分隔開，但是在各個廠房的疏水系統(tǒng)中已經(jīng)按照來源進(jìn)行了區(qū)分。為了保證送入蒸發(fā)器的廢液維持中性或弱堿性，系統(tǒng)設(shè)置了添加氫氧化鈉的管線，沒有添加酸性介質(zhì)的管線，由于化學(xué)試驗室可能產(chǎn)生的堿溶液非常有限，可以通過廢液稀釋調(diào)整其pH。

2.3 AP1000核電廠放射性廢液處理方式[6]

AP1000核電廠在負(fù)荷跟蹤期間，一回路不調(diào)節(jié)硼濃度，通過灰棒組件控制反應(yīng)堆功率，使電廠的放射性液態(tài)流出物大為減少，減輕了放射性廢物處理和后期處置的壓力。

AP1000核電廠通過WLS系統(tǒng)控制、收集、處理、運(yùn)輸、貯存和處置正常運(yùn)行及預(yù)期運(yùn)行事件下所產(chǎn)生的液體放射性廢物。除了正常使用的固定式處理設(shè)備外，考慮到今后技術(shù)的發(fā)展和對小概率事件放射性處理的要求，WLS提供了與移動式放射性廢液處理設(shè)備的接口，以確保系統(tǒng)的多重性。另外，AP1000電廠還設(shè)計有廠址放射性廢物處理設(shè)施（SRTF），與單機(jī)組處理相比較，其功能更適用于整個廠址的廢物處理。

AP1000核電廠產(chǎn)生的放射性廢液，都采用不復(fù)用的處理方式，但是，對于不同類型的廢液，處理過程有所不同[5]。

2.3.1 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)廢液

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的含硼和氫的廢液來自于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的疏水箱和化容系統(tǒng)的下泄流，廢液在進(jìn)入暫存箱前通過放射性廢液系統(tǒng)的真空除氣器進(jìn)行除氣。廢液暫存箱內(nèi)液體可再循環(huán)和取樣，經(jīng)過化容系統(tǒng)補(bǔ)給泵返回反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，或經(jīng)過濾和離子交換除鹽后監(jiān)測排放。

盡管我國沒有限制硼排放的要求，但是，以遼寧徐大堡核電AP1000項目為例，《遼寧省污水綜合排放標(biāo)準(zhǔn)》明確規(guī)定硼排放限值為2×10-6。以一回路最大硼濃度進(jìn)行計算，當(dāng)一臺機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)運(yùn)行時，核電廠總排放口硼濃度約為0.14×10-6；而在兩臺機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)運(yùn)行時，此濃度為0.07×10-6，均遠(yuǎn)低于2×10-6的硼排放限值要求。

2.3.2 地面疏水和其他含高懸浮顆粒物的廢液

來自可能受污染的地面疏水地坑的廢液和其他含高顆粒物的廢液收集在廢液暫存箱中，它的處理方式和反應(yīng)堆冷卻劑廢液的處理方式相同。

2.3.3 洗滌劑廢液

洗滌劑廢液通常不適用于離子交換方法處理。洗滌劑廢液收集在洗滌廢液箱內(nèi)，通?；疃容^低，可不經(jīng)處理直接排放。如果有必要處理時，洗滌劑廢液由特殊的移動式箱體送往廠址廢物處理設(shè)施（SRTF）或由SRTF的移動式設(shè)備來處理。

2.3.4 化學(xué)廢液

進(jìn)入化學(xué)廢液箱的化學(xué)廢液量較小，這些廢液通常只需收集而不進(jìn)行處理。在化學(xué)廢液箱中添加化學(xué)試劑用以調(diào)節(jié)pH或其他化學(xué)性質(zhì)。若化學(xué)廢液放射性濃度能滿足排放要求，則將其中和后送入監(jiān)測排放管線進(jìn)行排放。若不滿足，則將其送往SRTF進(jìn)行處理。

3 對比分析

3.1 設(shè)計差異

通過本文的介紹，可以看出針對上述三種技術(shù)路線的核電廠，在放射性廢液處理方法上是有所不同的，其區(qū)別匯總于表2。

3.2 放射性物質(zhì)排放的比較

由表3可以看出，AP1000核電廠雖然不復(fù)用放射性廢液，但是由于正常運(yùn)行期間廢液產(chǎn)生量較小，所以放射性物質(zhì)的排放量并不高，部分核

素的排放量相對還要低一些。

表2 三個核電廠放射性廢液處理系統(tǒng)的比較Table 2 Comparison of liquid radioactive waste processing systems in three nuclear power plants

表3 三個核電廠年度放射性物質(zhì)排放比較Table 3 Comparison of the discharge amount of radio-nuclides in three nuclear power plants

3.3 濕廢物產(chǎn)生量的比較

由表4可以看出，AP1000核電廠由于不產(chǎn)生蒸發(fā)濃縮液，濕廢物產(chǎn)生量明顯低于WWER-1000和CPR1000。此外，WWER-1000和CPR1000核電廠蒸發(fā)裝置的日常維修活動也會增加額外的干廢物。

表4 三個核電廠年度濕廢物產(chǎn)生量比較Table 4 Comparison of annual wet waste production in three nuclear power plants

4 結(jié)論

隨著核電技術(shù)發(fā)展到第三代，對于放射性物質(zhì)的控制和排放也提出了更高的要求，先進(jìn)輕水堆用戶要求文件已經(jīng)不允許使用蒸發(fā)處理技術(shù)，特別期望改變原有的處理系統(tǒng)，這在美國已成為主流趨勢。AP1000負(fù)荷跟蹤期間不調(diào)硼的設(shè)計、過濾加凈化的放射性廢液處理方式和廠址廢物處理設(shè)施的設(shè)置，明顯減少了廢物產(chǎn)生量，同時也簡化了高放射性系統(tǒng)和設(shè)備，降低了人員輻照，集中處置方式提高了效率，代表了核電廠放射性廢液處理方式新的發(fā)展方向。

[1] GB 18871-2002，中華人民共和國國家標(biāo)準(zhǔn). 電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)[S].（GB 18871-2002, National Standards of the People’s Republic of China. Basic Criteria for Ionization Radiation Protection and Radiation Source Safety[S].）

[2] GB 6249-2011，中華人民共和國國家標(biāo)準(zhǔn). 核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定[S].（GB 6249-2011, National Standards of the People’s Republic of China. Provisions on Environmental Radiation Protection for Nuclear Power Plants[S].）

[3] 賀禹，濮繼龍，高立剛，等. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M]. 北京：原子能出版社，2005.（HE Yu, PU Ji-long, GAO Li-gang, et al. Systems and Equipment of 900 MW PWR NPP[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2005.）

[4] 蔣國元，顧穎斌，孫明生，等. WWER-1000核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M]. 北京：原子能出版社，2009.（JIANG Guo-yuan, GU Ying-bin, SUN Ming-sheng, et al. Systems and Equipment of WWER-1000 NPP[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2009.）

[5] 林誠格，郁祖盛. 非能動安全先進(jìn)核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.（LIN Cheng-ge, YU Zu-sheng. AP1000 Advanced Passive Plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2008.）

[6] 顧軍，繆亞民，蔡竹平，等. AP1000核電廠系統(tǒng)與設(shè)備[M]. 北京：原子能出版社，2010.（GU Jun, MIAO Ya-min, CAI Zhu-ping, et al. Systems and Equipments of AP1000 Nuclear Power Plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2010.）

Design Difference of the Liquid Radioactive Waste Processing Systems in Three Nuclear Power Plants in China

BAI Yu
（CNNC Liaoning Nuclear Power Co.，Ltd.，Huludao of Liaoning Prov. 125100，China）

Liquid radioactive waste generated during startup, shutdown and power operation shall be processed before it can be discharged to ensure that it would not bring adverse impact on the public and environment. Domestic nuclear power plants, either in service or under construction, all abide the legal and regulatory requirements for discharge of effluents strictly. Based on this principle, every plant has its own design of the liquid radioactive waste processing system. CPR1000, WWER-1000 and AP1000 are the most representative where the above system is wildly used nuclear power plants in China. By making an intensive study of the radioactive liquid waste processing systems of them, the similarities and differences about the classification, collection, processing principle, facilities, equipments and process flow can be

pressurized water reactor; nuclear power plant; liquid radioactive waste; CPR1000; WWER-1000; AP1000

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0086-06

TM623

A

1674-1617(2014)01-0086-06

2013-12-12

白 玉（1979—），男，內(nèi)蒙古通遼人，工程師，碩士，主要從事核電廠運(yùn)行工作。

found, based on which the advantage and disadvantage of three kinds of design are illustrated. By analyzing the annual discharge of radioactive nuclides, the production of wet waste and radiation exposure to the workers, the superiority of AP1000 can be proved.