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        三代壓水堆內(nèi)陸廠址放射性流出物排放問題及改進(jìn)建議

        2021-05-21 06:00:08劉紅坤
        輻射防護(hù) 2021年2期
        關(guān)鍵詞:工藝

        劉紅坤,董 亮,劉 妍,唐 輝

        (華龍國際核電技術(shù)有限公司,北京 100036)

        核能作為一種綠色能源,日益得到重視和發(fā)展。核電與火電、水電一起構(gòu)成了世界能源的三大支柱,在世界能源結(jié)構(gòu)中有著重要地位[1]。根據(jù)IAEA預(yù)測,2030年全球核電裝機(jī)容量將增加到7.40億千瓦,2050年將達(dá)到11.37億千瓦[2]。

        當(dāng)前,AP1000、“華龍一號”、CAP1400、法國核電技術(shù)(EPR)以及俄羅斯核電技術(shù)(WWER1000)是我國已采用的5種第三代核電技術(shù)[3],其中具有自主知識產(chǎn)權(quán)的是“華龍一號”和CAP1400?!叭A龍一號”正處于示范工程建設(shè)和向國內(nèi)外市場批量化推廣的關(guān)鍵時(shí)期,CAP1400也已有機(jī)組在建。

        世界主要核電國家,如美國、法國等,內(nèi)陸核電廠占比都在50%以上[4]。目前,許多研究機(jī)構(gòu)均對我國中長期核電發(fā)展情景進(jìn)行了預(yù)測,在我國核電發(fā)展過程中,單靠沿海核電的裝機(jī)容量將無法滿足電力需求,發(fā)展內(nèi)陸核電對滿足未來電力需求有著重要意義。國務(wù)院《能源發(fā)展戰(zhàn)略行動(dòng)計(jì)劃(2014—2020)》指出:“在采用國際最高安全標(biāo)準(zhǔn)、確保安全的前提下,適時(shí)在東部沿海地區(qū)啟動(dòng)新的核電項(xiàng)目建設(shè),研究論證內(nèi)陸核電建設(shè)。到2020年,核電裝機(jī)容量達(dá)到5 800萬千瓦,在建容量達(dá)到3 000萬千瓦以上?!睆?004年開始,國內(nèi)各大核電集團(tuán)在沿海和內(nèi)陸省份都開展了大規(guī)模的核電廠選址工作[5]。截至目前,我國有超過20個(gè)省份的內(nèi)陸核電廠址開展可行性研究工作[6],湖南桃花江、江西彭澤和湖北咸寧等內(nèi)陸廠址前期開展了大量論證工作。

        內(nèi)陸廠址液態(tài)流出物的受納水體大多是居民用水、農(nóng)田灌溉、漁業(yè)養(yǎng)殖、娛樂活動(dòng)和工業(yè)用水來源等[7],內(nèi)陸核電面臨的一個(gè)關(guān)鍵問題就是流出物排放[3,8]。

        未來內(nèi)陸核電建設(shè)中,三代壓水堆必將扮演重要角色。因此本文通過分析三代壓水堆液態(tài)流出物排放,探究三代壓水堆能否滿足內(nèi)陸核電廠址相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求,并提出合理化改進(jìn)建議,以期為三代壓水堆未來內(nèi)陸廠址建設(shè)提供參考。

        1 三代壓水堆液態(tài)流出物設(shè)計(jì)條件

        1.1 三代壓水堆設(shè)計(jì)

        三代壓水堆設(shè)計(jì)分為核島液態(tài)流出物排放和常規(guī)島液態(tài)流出物排放,由于三代壓水堆排氚廢液通過核島液態(tài)流出物排放;除氚、14C外其他放射性核素主要通過核島液態(tài)流出物排放,常規(guī)島液態(tài)流出物排放占2%左右。因此本文僅分析核島液態(tài)流出物排放。圖1示意了某三代壓水堆核島液態(tài)流出物主要來源和處理工藝。

        圖1 核島液態(tài)流出物主要來源和處理工藝Fig.1 The main source and processing technology of liquid radwaste discharge

        1.2 內(nèi)陸廠址條件

        三代壓水堆尚未開展內(nèi)陸廠址設(shè)計(jì),因此本文結(jié)合內(nèi)陸核電廠的大量前期工作做如下假定設(shè)計(jì):

        (1)內(nèi)陸核電設(shè)計(jì)采用二次循環(huán)方案,處理合格的放射性廢液通過槽式排放系統(tǒng)與電廠冷卻塔溫排水混合后排出。根據(jù)國內(nèi)外內(nèi)陸核電廠設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn),其單臺機(jī)組溫排水量為10-1m3/s量級[9],本文結(jié)合表1,假設(shè)三代壓水堆單機(jī)組內(nèi)陸廠址冷卻塔溫排水量為0.3 m3/s。

        表1 國內(nèi)內(nèi)陸核電廠(部分)溫排水設(shè)計(jì)值[10-11]Tab.1 China inland nuclear power plants(partial) thermal discharge[10-11]

        (2)根據(jù)調(diào)研,內(nèi)陸28個(gè)濱河初選廠址中,大多數(shù)河流97%的枯水量在100 m3/s以上,少數(shù)河流97%的枯水量在40 m3/s以上[12]。因此,保守考慮取液態(tài)流出物受納水體流量為40 m3/s進(jìn)行計(jì)算。

        (3)核島液態(tài)流出物經(jīng)槽式排放口進(jìn)入排放構(gòu)筑物后,與電廠冷卻塔溫排水混合,經(jīng)排放構(gòu)筑物排入受納水體,在排放口下游1 km前達(dá)到完全混合狀態(tài)。

        2 內(nèi)陸三代壓水堆放射性物質(zhì)排放問題

        2.1 三代壓水堆現(xiàn)有設(shè)計(jì)分析

        核電廠液態(tài)流出物中的放射性核素通常劃分為氚、14C和除氚、14C外其他放射性核素三類。14C的主要排放途徑是氣態(tài),液態(tài)排放量較小[7]。我國國家標(biāo)準(zhǔn)《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249—2011)[13]規(guī)定了內(nèi)陸核電廠液態(tài)放射性年釋放量以及“對于內(nèi)陸廠址,槽式排放出口處的放射性流出物中除氚、14C外其他放射性核素濃度不應(yīng)超過100 Bq/L,并保證排放口下游1 km處受納水體中總β放射性不超過1 Bq/L,氚濃度不超過100 Bq/L?!?/p>

        三代壓水堆現(xiàn)有設(shè)計(jì)按照內(nèi)陸廠址條件進(jìn)行分析,則某三代壓水堆核島液態(tài)流出物核素總量和濃度列于表2。

        通過分析表2的數(shù)據(jù)可知,某三代壓水堆目前設(shè)計(jì)中槽式排放口的除氚、14C外其他放射性核素槽式排放口濃度和受納水體氚濃度不能滿足內(nèi)陸廠址要求。

        表2 核島液態(tài)流出物核素總量和濃度(單機(jī)組)Tab.2 Total nuclides and concentrations of liquid radwaste discharge from nuclear island / per unit

        2.2 三代壓水堆內(nèi)陸廠址液態(tài)流出物排放改進(jìn)建議

        2.2.1除氚、14C外其他放射性核素

        目前三代壓水堆的設(shè)計(jì)滿足槽式排放口的除氚、14C外其他放射性核素濃度沿海廠址1 000 Bq/L的要求,不能滿足內(nèi)陸廠址100 Bq/L的要求。

        放射性廢液處理工藝有過濾、蒸發(fā)、離子交換等傳統(tǒng)技術(shù),也有化學(xué)絮凝、反滲透、熱泵蒸發(fā)等新應(yīng)用的工藝[14-15]。

        過濾的去污效果有限,一般不單獨(dú)使用,通常作為離子交換、蒸發(fā)等工藝之前的預(yù)處理。

        蒸發(fā)工藝具有較高的去污因子(DF>103),技術(shù)成熟,產(chǎn)生的二次廢物可直接水泥固化或桶內(nèi)干燥成鹽餅。熱泵蒸發(fā)較普通蒸發(fā)具有節(jié)能優(yōu)勢。

        離子交換工藝,即除鹽床,去污因子10

        化學(xué)絮凝配合活性炭過濾工藝對膠體核素的去除率大于90%[16],產(chǎn)生的二次廢物的廢活性炭可直接水泥固化。

        反滲透去污因子10

        因此,在現(xiàn)有過濾、蒸發(fā)、離子交換處理工藝基礎(chǔ)上,根據(jù)上述工藝特點(diǎn)并結(jié)合陽江3、4號機(jī)組工程經(jīng)驗(yàn),增加化學(xué)絮凝、離子交換床和反滲透處理裝置。其中化學(xué)絮凝去除膠體、離子交換床去除核素、反滲透處理裝置作為精處理設(shè)施,使得處理后廢液滿足內(nèi)陸廠址100 Bq/L的要求。工藝廢液經(jīng)化學(xué)絮凝、除鹽床處理后滿足排放要求的送監(jiān)測箱,不能滿足排放要求的送反滲透裝置進(jìn)行精細(xì)處理(精處理)?;瘜W(xué)廢液經(jīng)蒸發(fā)工藝處理后滿足排放要求送監(jiān)測箱,不能滿足排放要求的送反滲透裝置精處理。第一級反滲透裝置的透過液送往監(jiān)測箱監(jiān)測排放,濃縮液送往第二級;第二級反滲透裝置透過液送往監(jiān)測箱監(jiān)測排放,濃縮液送往化學(xué)廢液罐。工藝流程示意圖示于圖2。

        圖2 內(nèi)陸廠址核島液態(tài)流出物處理工藝示意圖Fig.2 The treatment process of the liquid effluent from inland third-generation PWR nuclear island

        2.2.2氚排放

        根據(jù)三代壓水堆現(xiàn)有氚排放設(shè)計(jì)值,且滿足內(nèi)陸廠址排放口下游1 km處氚濃度不超過100 Bq/L的要求,根據(jù)本文1.2節(jié)內(nèi)陸廠址條件受納水體流量估算,能滿足2臺某三代壓水堆機(jī)組氚排放要求,但不能滿足3臺機(jī)組氚排放。由于現(xiàn)有廢液處理工藝均不能去除廢液中的氚,因此氚排放問題將成為制約內(nèi)陸廠址獲批的重要因素之一。

        為滿足內(nèi)陸廠址氚排放要求,需要充分利用受納水體氚容量,通過設(shè)置貯存罐,根據(jù)受納水體流量調(diào)整排氚廢液流量,同時(shí)為保證排氚廢液與受納水體充分混合,應(yīng)設(shè)置擴(kuò)散器[17]。經(jīng)計(jì)算,2臺某三代壓水堆機(jī)組按照全年平均排放含氚廢液,則下游1 km處氚濃度為71 Bq/L。同時(shí)需要盡快研發(fā)壓水堆氚處理裝置[18],以滿足內(nèi)陸廠址建設(shè)多機(jī)組的需求。

        根據(jù)排氚廢液的年產(chǎn)生量,按照全廠6臺機(jī)組考慮,需要配置年處理能力18 000 m3/a的氚處理裝置。排氚廢水氚濃度約為1.49×107Bq/L,與內(nèi)陸廠址受納水體氚濃度要求相差5個(gè)數(shù)量級,考慮受納水體的稀釋能力,建議研發(fā)去污因子達(dá)到10~100的氚處理裝置[18]。

        氚處理工藝在重水堆應(yīng)用比較成熟,常見的工藝有蒸汽催化交換(VPCE)、液相催化交換(LPCE)、聯(lián)合電解催化交換(CECE)、水精餾(WD)、色譜法(GC)等[19]。VPCE工藝分離氚只是實(shí)現(xiàn)相轉(zhuǎn)換,即將氚或氫由水蒸氣相交換到氣相。進(jìn)入氣相的氚、氫需利用氫同位素技術(shù)進(jìn)行濃集分離,其效率低、能耗大。自疏水催化劑被研發(fā)出來以后,液相催化交換LPCE得到重視,仍需要與其他技術(shù)聯(lián)合使用才能完成氫同位素的濃集和分離,綜合能耗與蒸汽催化交換VPCE相當(dāng)[20]。近年來,加拿大、美國、日本、韓國以及我國等對CECE工藝進(jìn)行了大量的研究,證明其優(yōu)勢明顯[20]。CECE其最大優(yōu)點(diǎn)是實(shí)現(xiàn)了氫氣與液態(tài)水催化交換過程中重組分向液態(tài)水中轉(zhuǎn)移的方向,與電解過程中重組分向電解液中濃集的方向一致,這使得CECE的分離因子可以達(dá)到幾千甚至上萬,CECE在含氚輕水和重水的氚提取方面,具有較好的應(yīng)用前景。水精餾是一種最簡單的能實(shí)現(xiàn)含氚廢水預(yù)濃集的方法,已工業(yè)化應(yīng)用于重水生產(chǎn)與升級。

        相比常見的重水堆除氚的處理工藝,三代壓水堆含氚廢水的處理具有排氚廢水氚濃度低、排放量大的特點(diǎn)。建議采用水精餾+聯(lián)合電解催化交換方法,達(dá)到分離含氚廢水中氚的目的。利用水精餾工藝對大量含氚水進(jìn)行預(yù)濃集,將預(yù)濃集后的濃氚廢液利用聯(lián)合電解催化交換進(jìn)一步濃集。建議的工藝流程示意圖示于圖3。

        圖3 內(nèi)陸廠址氚處理裝置工藝示意圖(建議)Fig.3 The tritium treatment device from inland third-generation PWR nuclear island ( recommendation )

        水精餾+聯(lián)合電解催化交換方法是基于當(dāng)前氚處理技術(shù)的現(xiàn)狀,選擇能耗相對較低的CECE工藝。利用水精餾工藝具有處理容量大的特點(diǎn),首先對大量含氚水進(jìn)行預(yù)濃集,再利用CECE工藝對含氚水濃集效率高的特點(diǎn),將經(jīng)過水精餾預(yù)濃集的含氚水(小體積)輸送到CECE單元進(jìn)行進(jìn)一步濃集。該方法可為內(nèi)陸電廠6臺機(jī)組共用,其運(yùn)行成本預(yù)期可接受,但仍需關(guān)注新的氚處理工藝研發(fā)進(jìn)展。

        3 結(jié)論

        通過對比分析三代壓水堆內(nèi)陸廠址液態(tài)流出物與現(xiàn)有法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求,并結(jié)合當(dāng)前的技術(shù)現(xiàn)狀,對不能滿足內(nèi)陸廠址排放要求的指標(biāo),提出改進(jìn)建議,得到如下結(jié)論:

        1)三代壓水堆現(xiàn)有設(shè)計(jì)中放射性物質(zhì)除氚、14C外其他放射性核素和氚排放均不能滿足內(nèi)陸廠址要求。

        2)對于除氚、14C外其他放射性核素,建議增加化學(xué)絮凝、離子交換床和反滲透處理裝置以滿足內(nèi)陸廠址排放要求。

        3)對于氚排放,通過調(diào)整排放方式能夠滿足2臺機(jī)組排放要求;如需滿足多機(jī)組氚排放需求,建議采用水精餾+聯(lián)合電解催化交換方法進(jìn)行氚處理。

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