核電站事故廢液MVR處理的模擬試驗

賈紫永，李 斗，徐楊華，許國靜，李紫龍

（國家電投集團遠達環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的核燃料處理、原子能發電站的核裂變產物以及應用放射性同位素的研究機構等，其水量可達數百千克至數萬噸。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，一般認為蒸發濃縮處理法是一種行之有效且可靠的方法。蒸發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濃縮操作還可以回收處理其中有用的化學物質，如硝酸等，而二次蒸汽的冷凝水如果放射性相當低就可以直接排放，或者經過其他方法處理后再行排放［4-5］。蒸發濃縮技術在我國核工業放射性廢液的處理當中早已獲得工程應用，其優點是濃縮效果較好、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］。但傳統的蒸發濃縮工藝系統龐大、設備復雜、能耗很高，而且加熱方式決定了其需要龐大的蒸汽供應系統作為相應配套，不利于形成移動式的處理裝置。

本文擬對常規廢水除鹽處理所采用的低溫蒸發處理技術進行二次開發。該技術有別于目前廣泛使用的傳統放射性廢液蒸發處理技術，其更加節能，更適于設計成可移動裝置。當有核工業廢水排放或者泄漏時，其能夠及時方便地運抵現場，依靠現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，低能耗地持續穩定運行。處理后的廢水進入下一級子系統繼續處理或返回冷卻堆芯，減少放射性物質向環境釋放。本課題組通過調研現有的低溫蒸發處理技術，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，選取適宜的蒸發器結構和形制。通過性能試驗，研究確定工藝參數，并進行相應的優化改進。在此基礎上設計建立中等規模的試驗裝置，開展冷態試驗，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系統原理及其設備

MVR系統原理及其實際設備如圖1所示。

圖1 MVR系統原理框圖和系統實際設備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。進入系統的原液溫度為環境溫度（25～26℃），蒸發溫度為 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＃原液罐循環泵進行充分攪拌混合。蒸發系統運行期間保持循環泵持續運行，當1＃原液罐液位達到低液位時，關閉1＃原液罐循環泵，并切換到2＃原液罐保持連續進樣，同時開啟2＃原液罐循環泵并保持其持續運行。

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系統應用的四種組合方式，分別對該系統在蒸發溫度為85℃時不同分離器組合的蒸發速率、穩定工作時液位平均值、平均蒸發處理能力、折合噸能耗等做了詳細的試驗和數據分析，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 低溫蒸發裝置的分離器組合

低溫蒸發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：○○×；（3）分離室＋玻璃纖維：○×○；（4）分離室＋絲網＋玻璃纖維：○○○。每種組合穩定連續運行的時間為8 h。

分離室：公稱直徑為 500 mm，罐體材質為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，循環液進口為DN80 mm，循環液出口為DN65 mm，手孔為DN200 mm。

絲網分離器（二級分離器）：公稱直徑為200 mm，罐體材質為304不銹鋼，填料為304不銹鋼絲網，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

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

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

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

表2 MVR系統能耗和傳統蒸發技術的比較（蒸發溫度為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

在核環保領域，評估一個系統對核素的去除效果通常采用系統去污因子（DF），該指標能直觀地顯示系統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＋的系統數據統計如圖2所示。

單獨對Sr2＋進行對比，可以明顯看出，玻璃纖維的效果優于絲網，同時其安裝明顯優于單獨安裝絲網或玻璃纖維分離器；但是Co2＋的區別不明顯。由于系統DF是評估整個系統對核素的去除能力，為了更好地評估不同模擬核素的蒸發特性，發現更深層次的現象，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 蒸發速率與設備去污因子的關系

蒸發速率與蒸發溫度直接相關，在101.3 kPa的操作大氣壓下，根據溫度試驗組的蒸發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速率，而這兩個蒸發速率對應的蒸發溫度分別是65℃和95℃。這與前述分析吻合，即在65℃蒸發時，頻繁的系統波動導致其蒸發速率較慢，使得設備去污因子無法達到75℃和85℃的水平；而95℃蒸發時，其蒸發速率加快，導致液滴飛濺加劇，使得設備去污因子同樣比75℃和85℃低。對數據進行擬合，發現規律性較強，得到 Sr2＋、Cs＋和 Co2＋的擬合函數分別如式（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低溫蒸發系統的工藝處理過程包括原液預熱階段、蒸發濃縮階段、蒸汽壓縮階段、濃縮液及冷凝液排出階段。

（2）當蒸發溫度為85℃時，四種組合的MVR系統的蒸發處理能力均大于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，和傳統核電站用的單效、多效蒸發技術進行比較，有明顯的優勢；蒸發速率在 275 kg／（h·m2）左右，穩定工作時的液位平均值在49～50 cm之間。

（3）MVR系統的主要優勢是高效節能，根據四種組合的試驗數據結果可以得出，分離試驗四（分離室＋絲網＋玻纖）的組合方式最適合在85℃下蒸發處理核電站事故模擬廢液。對分離試驗組Sr2＋、Cs＋和Co2＋的系統去污因子進行對比，得到分離室＋絲網＋玻纖的組合方式效果最好。

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