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        核電站事故廢液MVR處理的模擬試驗

        2018-01-23 07:42:12賈紫永徐楊華許國靜李紫龍
        凈水技術 2018年1期
        關鍵詞:原液絲網(wǎng)廢液

        賈紫永,李 斗,徐楊華,許國靜,李紫龍

        (國家電投集團遠達環(huán)保工程有限公司重慶科技分公司,重慶 401122)

        核廢水主要來源于核工業(yè)的核燃料處理、原子能發(fā)電站的核裂變產(chǎn)物以及應用放射性同位素的研究機構等,其水量可達數(shù)百千克至數(shù)萬噸。對于含放射性元素的廢水,任何水處理方法都不能改變其固有的放射性衰變特性[1-3]。目前在處理放射性廢水的方法中,一般認為蒸發(fā)濃縮處理法是一種行之有效且可靠的方法。蒸發(fā)濃縮處理法較多應用于中、高濃度水平的廢液處理中,其主要目的是將含放射性物質(zhì)的液體濃縮,減少廢液的體積,以便降低貯存或者進一步處理(如固化)的費用;其次,在某些情況下通過蒸發(fā)濃縮操作還可以回收處理其中有用的化學物質(zhì),如硝酸等,而二次蒸汽的冷凝水如果放射性相當?shù)途涂梢灾苯优欧牛蛘呓?jīng)過其他方法處理后再行排放[4-5]。蒸發(fā)濃縮技術在我國核工業(yè)放射性廢液的處理當中早已獲得工程應用,其優(yōu)點是濃縮效果較好、處理效率較高、去污效果較好,特別適合處理含鹽量較高、成分較復雜且濃度范圍變化較大的廢液[6-8]。但傳統(tǒng)的蒸發(fā)濃縮工藝系統(tǒng)龐大、設備復雜、能耗很高,而且加熱方式?jīng)Q定了其需要龐大的蒸汽供應系統(tǒng)作為相應配套,不利于形成移動式的處理裝置。

        本文擬對常規(guī)廢水除鹽處理所采用的低溫蒸發(fā)處理技術進行二次開發(fā)。該技術有別于目前廣泛使用的傳統(tǒng)放射性廢液蒸發(fā)處理技術,其更加節(jié)能,更適于設計成可移動裝置。當有核工業(yè)廢水排放或者泄漏時,其能夠及時方便地運抵現(xiàn)場,依靠現(xiàn)場的供電接口提供動力,作為高放廢液處理系列裝置的一個子系統(tǒng),低能耗地持續(xù)穩(wěn)定運行。處理后的廢水進入下一級子系統(tǒng)繼續(xù)處理或返回冷卻堆芯,減少放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。本課題組通過調(diào)研現(xiàn)有的低溫蒸發(fā)處理技術,結合高放廢液的特性和整體處理工藝的考量,進行綜合分析論證,選取適宜的蒸發(fā)器結構和形制。通過性能試驗,研究確定工藝參數(shù),并進行相應的優(yōu)化改進。在此基礎上設計建立中等規(guī)模的試驗裝置,開展冷態(tài)試驗,驗證其處理能力和去污效率,形成移動式集成化的放射性廢液低溫蒸發(fā)處理技術應用研究成果。對于乏燃料水池來說,本處理技術仍然適用。

        1 試驗部分

        1.1 MVR系統(tǒng)原理及其設備

        MVR系統(tǒng)原理及其實際設備如圖1所示。

        圖1 MVR系統(tǒng)原理框圖和系統(tǒng)實際設備Fig.1 Functional Block Diagram and Practical Equipment of MVR System

        1.2 模擬核廢水的配制

        試驗模擬原液采用三級去離子水、硝酸鍶、硝酸銫、硝酸鈷配制,其中 Sr2+、Cs+、Co2+的離子濃度均為0.1 g/L。進入系統(tǒng)的原液溫度為環(huán)境溫度(25~26℃),蒸發(fā)溫度為 85℃,處理能力為50 L/h。

        1.3 取樣及分析方法

        配制原液:每組試驗約進行10 h,貯水系統(tǒng)共有2個原液罐,分別編號為1#和2#,每個罐體的有效容積為1.5 m3,配滿3罐原液即可滿足所有的試驗需求。將預先溶解好的藥劑加入1#原液罐后,添加去離子水至指定液位,同時開啟1#原液罐循環(huán)泵進行充分攪拌混合。蒸發(fā)系統(tǒng)運行期間保持循環(huán)泵持續(xù)運行,當1#原液罐液位達到低液位時,關閉1#原液罐循環(huán)泵,并切換到2#原液罐保持連續(xù)進樣,同時開啟2#原液罐循環(huán)泵并保持其持續(xù)運行。

        取樣、送樣注意事項:單個樣品的取樣體積為500 mL,取樣時用原液充分潤洗取樣瓶3~5次,編號后分裝3份,一份為200 mL留樣,一份為150 mL送樣,一份為150 mL留存待自測樣。

        本文提出了MVR系統(tǒng)應用的四種組合方式,分別對該系統(tǒng)在蒸發(fā)溫度為85℃時不同分離器組合的蒸發(fā)速率、穩(wěn)定工作時液位平均值、平均蒸發(fā)處理能力、折合噸能耗等做了詳細的試驗和數(shù)據(jù)分析,并對三種核素在不同分離器組合中的去除效果做了詳細對比。

        1.4 低溫蒸發(fā)裝置的分離器組合

        低溫蒸發(fā)裝置分離器分別采用如下四種組合方式:(1)分離室:○××;(2)分離室+絲網(wǎng):○○×;(3)分離室+玻璃纖維:○×○;(4)分離室+絲網(wǎng)+玻璃纖維:○○○。每種組合穩(wěn)定連續(xù)運行的時間為8 h。

        分離室:公稱直徑為 500 mm,罐體材質(zhì)為316 L不銹鋼,設計處理能力為50 L/h,工作壓力為0.058 MPa,工 作 溫 度 為 85℃,蒸 汽 出 口 為DN65 mm,循環(huán)液進口為DN80 mm,循環(huán)液出口為DN65 mm,手孔為DN200 mm。

        絲網(wǎng)分離器(二級分離器):公稱直徑為200 mm,罐體材質(zhì)為304不銹鋼,填料為304不銹鋼絲網(wǎng),設計處理能力為 50 L/h,工作壓力為0.058 MPa,工作溫度為85℃,蒸汽進口為DN65 mm,蒸汽出口為DN65 mm,冷凝液出口為DN20 mm。

        玻璃纖維分離器(三級分離器):公稱直徑為200 mm,罐體材質(zhì)為304不銹鋼,填料為玻璃纖維,設計處理能力為 50 L /h,設計壓力為 0.058 MPa,工作溫度為85℃,蒸汽進口為DN65 mm,蒸汽出口為DN65 mm,冷凝液出口為DN20 mm。

        2 結果與討論

        2.1 不同分離器組合的處理能力對比

        蒸發(fā)溫度對于MVR系統(tǒng)運行非常重要,分別對該系統(tǒng)在蒸發(fā)溫度為85℃時不同分離器組合的蒸發(fā)速率、穩(wěn)定工作時的液位平均值、平均蒸發(fā)處理能力、折合噸能耗等做了詳細的試驗和數(shù)據(jù)分析,操作大氣壓為101.3 kPa,具體試驗數(shù)據(jù)如表1所示。

        表1 不同分離器組合的處理能力對比(蒸發(fā)溫度為85℃)Tab.1 Comparison of Capacities among Different Combinatorial Arrangements at the Evaporation Temperature of 85 ℃

        在蒸發(fā)溫度為85℃時,將MVR系統(tǒng)的能耗和傳統(tǒng)核電站用的單效、多效蒸發(fā)技術進行比較,如表2所示。

        表2 MVR系統(tǒng)能耗和傳統(tǒng)蒸發(fā)技術的比較(蒸發(fā)溫度為85℃)Tab.2 Comparison of Energy Consumption between MVR System and Conventional Evaporation Processes at the Evaporating Temperature of 85℃

        2.2 三種核素在不同分離器組合中的去除效果對比

        在核環(huán)保領域,評估一個系統(tǒng)對核素的去除效果通常采用系統(tǒng)去污因子(DF),該指標能直觀地顯示系統(tǒng)排放的核素含量是否達標,操作大氣壓為101.3 kPa,分離試驗組 Sr2+、Cs+和 Co2+的系統(tǒng)數(shù)據(jù)統(tǒng)計如圖2所示。

        單獨對Sr2+進行對比,可以明顯看出,玻璃纖維的效果優(yōu)于絲網(wǎng),同時其安裝明顯優(yōu)于單獨安裝絲網(wǎng)或玻璃纖維分離器;但是Co2+的區(qū)別不明顯。由于系統(tǒng)DF是評估整個系統(tǒng)對核素的去除能力,為了更好地評估不同模擬核素的蒸發(fā)特性,發(fā)現(xiàn)更深層次的現(xiàn)象,需進一步比較設備的去污因子。

        圖2 分離試驗組Sr2+、Cs+和Co2+的系統(tǒng)去污因子對比Fig.2 Comparison of System Decontamination Factors for Sr2+,Cs+ and Co2+ among Different Experimental Groups

        圖3 分離試驗組Sr2+、Cs+和Co2+的設備去污因子對比Fig.3 Comparison of Device Decontamination Factors for Sr2+,Cs+ and Co2+ among Different Experimental Groups

        由圖3可知,第四組試驗的效果最好,這也符合最初預計,但對于Cs+來說,絲網(wǎng)分離器和玻璃纖維分離器的差別不大,可能是由于對于主要含Cs+的液滴群,其絕大部分都能被絲網(wǎng)分離器攔截,因此,孔徑更小的玻璃纖維對其的攔截率不會有顯著提升。

        2.3 蒸發(fā)速率與設備去污因子的關系

        蒸發(fā)速率與蒸發(fā)溫度直接相關,在101.3 kPa的操作大氣壓下,根據(jù)溫度試驗組的蒸發(fā)速率與對應的設備去污因子,得到如圖4所示的關系圖。

        圖4 蒸發(fā)速率與Sr2+、Cs+和Co2+的設備去污因子之間的關系Fig.4 Relationship between Evaporation Rate and Device Decontamination Factors of Sr2+,Cs+ and Co2+

        由圖4可知,當蒸發(fā)速率為150和300 kg/(m2·h)時,Sr2+、Cs+和 Co2+的設備去污因子明顯高于其它兩個蒸發(fā)速率,而這兩個蒸發(fā)速率對應的蒸發(fā)溫度分別是65℃和95℃。這與前述分析吻合,即在65℃蒸發(fā)時,頻繁的系統(tǒng)波動導致其蒸發(fā)速率較慢,使得設備去污因子無法達到75℃和85℃的水平;而95℃蒸發(fā)時,其蒸發(fā)速率加快,導致液滴飛濺加劇,使得設備去污因子同樣比75℃和85℃低。對數(shù)據(jù)進行擬合,發(fā)現(xiàn)規(guī)律性較強,得到 Sr2+、Cs+和 Co2+的擬合函數(shù)分別如式(1)~式(3)。

        2.4 放射性濃縮液的處理辦法

        采用MVR對核電站放射性事故廢液進行濃縮減量處理后,產(chǎn)生的廢液量很少,但是放射性依然存在,對于放射性濃縮廢液,目前最有效的辦法為水泥固化,以防止二次污染。

        3 結論

        (1)MVR低溫蒸發(fā)系統(tǒng)的工藝處理過程包括原液預熱階段、蒸發(fā)濃縮階段、蒸汽壓縮階段、濃縮液及冷凝液排出階段。

        (2)當蒸發(fā)溫度為85℃時,四種組合的MVR系統(tǒng)的蒸發(fā)處理能力均大于50 L/h,平均處理能力為 53.24 L /h;折合噸能耗均低于 100 kW·h/t,和傳統(tǒng)核電站用的單效、多效蒸發(fā)技術進行比較,有明顯的優(yōu)勢;蒸發(fā)速率在 275 kg/(h·m2)左右,穩(wěn)定工作時的液位平均值在49~50 cm之間。

        (3)MVR系統(tǒng)的主要優(yōu)勢是高效節(jié)能,根據(jù)四種組合的試驗數(shù)據(jù)結果可以得出,分離試驗四(分離室+絲網(wǎng)+玻纖)的組合方式最適合在85℃下蒸發(fā)處理核電站事故模擬廢液。對分離試驗組Sr2+、Cs+和Co2+的系統(tǒng)去污因子進行對比,得到分離室+絲網(wǎng)+玻纖的組合方式效果最好。

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