秦山320MW廢液蒸發器結垢問題改善

王培駿 占建華 李寅光

【摘 要】廢液處理系統在正常運行工況下擔任著重要的作用，它承擔著儲存放射性廢液以及將其轉化成安全清潔的可排放液體，在電廠與外界形成一道堅強有力的安全屏障，并且阻止放射性廢液直接排放對外界環境造成不可逆的危害。廢液處理系統主要分為廢液的儲存和廢液的處理。然而作為中國第一座核電站秦一廠單元在未來將會迎來的退役中，由于核設施的檢修和退役工作伴隨著大量的放射性廢液的產生與廢液成分更加復雜的兩點特點將會給廢液處理系統帶來更大的運行負荷[1]。而目前廢液處理系統在正常運行工況下由于蒸發器結垢導致蒸發器在連續運行時會被中斷，蒸發效率不高等問題。本文針對廢液蒸發器結垢提出一些改進的方法，來優化廢液的蒸發單元。

【關鍵詞】放射性廢液；蒸發處理；結垢

中圖分類號： TM623 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）27-0038-003

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.27.017

【Abstract】The waste liquid treatment system plays an important role in the normal operation condition，It is responsible for storing radioactive waste and converting it into safe and clean emissions，In the power plant and outside the formation of a strong security barrier，And to prevent the radioactive waste liquid directly from the environment and cause irreversible damage to the environment.The disposal system of the waste liquid is mainly divided into the storage of the waste liquid and the disposal of the waste liquid.However，as China's first nuclear power station Qin Shan nuclear plant in the future will Retired.Because of the maintenance and retirement of nuclear facilities，there are more complicated characteristics of the waste liquid and the composition of the waste liquid， which will bring greater operational load to the waste liquid treatment system.And the current waste treatment system in normal operating conditions due to the evaporator scaling cause the evaporator in continuous operation will be interrupted，and Evaporation efficiency is not high.In this paper， some improved methods are put forward to optimize the evaporation unit of the waste liquid.

【Key words】Radioactive waste liquid；Evaporation treatment；Fouling

1 秦一廠320MW機組廢液系統的相關介紹

中核核電運行管理有限公司一廠放射性廢液處理系統的設計比較新穎、獨特，能夠大大減少放射性固體廢物的產生量，為電站節約了廢物貯存場地和處理費用。自核電站投入運行以來，該系統較好地完成了放射性廢液的處理和排放功能。目前該系統設計的每年處理廢液總量約為3350M3，低放廢液1000M3高放廢液2350M3。廢液處理系統運行設計基準是系統能容納和處理電廠在正常運行和預期異常情況下所產生的最大預期廢液量和最大預期廢液放射性活度。本系統處理的廢液不能對公眾及操作人員造成任何有害的電離輻射。因此作為核電站廢液處理系統承擔著儲存放射性廢液以及將其轉化成安全清潔的可排放液體，在電廠與外界形成一道堅強有力的安全屏障，防止放射性廢液直接排放對外界環境造成不可逆的危害。所以放射性廢液處理系統在核電站中擔任著非常重要的角色。

1.1 廢液分類

廢液處理系統是用來收集、處理、監測核電廠在正常運行、維修時產生的放射性廢液。并按照其放射性劑量確定向環境排放或在電廠內復用。電廠通常根據廢液的放射性活度和化學雜質含量來確定相應的處理方式，秦一廠放射性廢液通常分成以下幾類。

秦山核電廠反應堆一回路各系統設備、閥門和管道產生的疏水以及引漏水（清潔疏水， 簡稱T1廢水）；輔助系統產生的樹脂再生水，沖排水及設備去污洗滌水（工藝疏水， 簡稱T2廢水）；放射性設備間的地面清洗水（工藝疏水， 簡稱T3廢水）；T1、T2廢水經處理后，可做為復用水，用于一回路設備去污清洗和設備室地面清洗，也可經排放總管向外排放。T3廢水收集在T3水池，先進行就地取樣檢測，若廢水比活度≤3.7×102Bq/l，就直接排至排放總管，與冷卻海水混合排入海域，排放口比活度≤3.7×10-1Bq/l，若廢水的比活度>3.7×102Bq/l，則可送至T2水池，做為T2廢水處理。

其中T1廢水比活度較高，平均比活度為1.85×108Bq/L，這是由于T1廢液來源為：化容控制系統、硼回系統、取樣系統、反應堆乏燃料水池冷卻和凈化系統、疏排系統等方面來的設備、管道低位疏水和泄漏水。而電廠在役時期，這些系統產生的廢水量較小，化學性質單一，因此在廢液處理中產生的二次冷凝液可以在達到指標后回收利用，減少了實際廢液排放量。

T2廢水比活度為3.7×103Bq/L，當設備有泄漏時，比活度可達3.7×105Bq/L，此比活度較T1廢液低，但一年的廢水量在1700m3，且化學成分除了T1廢液中所含的少量硼酸外，還可能含有由于酸堿去污和樹脂再生引入的硝酸和氬氧化鈉。實際通過過濾、離子交換和蒸發的方法，我們也可以將符合要求的廢液回收利用，減少實際廢液排放量。

T3廢水其化學組成視地面去污劑而不同，由于廢水來源可能是核島廠房地面清潔水，輔助廠房地面清潔水，輻射劑量監測系統的低放排水，各地漏排水等可能存在的化學物質較T1，T2復雜，但比活度較低很多，在取樣合格后可以直接排放。

1.2 廢液處理

本電站采用核工業成熟的處理放射性廢水的處理方法。即過濾、離子交換、蒸發。

過濾：它的功能是使用一種設施把不溶的顆粒、懸浮固體與流體混合物分開。這種流體混合物的大部分都能通過設施， 而一些固體物被保留。

離子交換：離子交換器是一種聚合電解質從周圍溶液中跟相等電荷的游離子發生交換的裝置。聚合電解質是一種樹脂小球，小球上微弱地附著一些離子，當液體通過這種小球時，它將迅速用液體中相同電荷的離子交換小球上的離子。基本上有二種類型的樹脂小球，稱為陽離子樹脂和陰離子樹脂。陽離子樹脂有以氫離子形式附著的正離子。陰離子樹脂有以氫氧離子形式附著的負離子。采用兩樹脂組合的離子交換器，稱為混合床離子交換器。為避免離子交換器表面和內部有不可溶材料（為油或顆粒）積累引致離子交換器材料有效性的下降。應當通過適當的預處理過濾。

蒸發：蒸發就是通過蒸餾溶液把溶液濃縮的過程。該過程留下了大部分固體，而凝結的蒸汽基本上是純水。

廢液蒸發器的主要操作是把接收來的溶液加以煮沸，煮沸使放射性氣體離開溶液。這種氣體被收集起來并送往廢氣系統。煮沸產生的蒸汽被收集、冷凝，得到的純水可再循環供重復使用。留在蒸發器底部的溶液稱為濃縮物。這種濃縮物的放射性物質的濃度很高。送往固體廢物系統固化。

實際的廢液處理工藝流程往往是上述幾種方法的組合。

2 針對目前的處理方式時引發的問題

目前廢液蒸發屬于核電廠核島崗位頻度不低的日常操作，尤其在大修結束之后需要長期運轉，而目前廢液蒸發長期運轉除開受到缺陷的影響外，蒸殘液的參數將會影響是否滿足送固化要求。控制指標為比重1.14-1.25g/ml，pH（25℃）12-15，總鹽 200-300mg/ml，硼濃度<30000ppm，總β< 2.29E7Bq/l。按照以往運行經驗以及2016年相關蒸殘液取樣分析結果，目前蒸發運行遇到一個比較明顯的問題是一次蒸發結束后、加堿送固化之前的取樣分析結果總鹽經常超過控制值。下圖表1為2016年1月-6月廢液蒸殘液取樣分析總鹽結果。

其中7次取樣結果中有4次不滿足控制值要求。影響廢液蒸發長期運轉。而總鹽過高是蒸發器結垢一個直觀的反饋。

2.1 蒸發器結垢問題的闡述

秦一廠單元采用自然循環外加熱式蒸發器處理Tl和T2廢液，廢液經砂濾器處理后進入預熱器（現實際中砂濾器已經不用），再進入蒸發器進行蒸發。蒸餾液冷卻后自流到冷凝液槽；濃縮液自流到殘液揚液器，再用壓縮空氣輸送到固化系統。在實際廢液處理中經常容易引起廢液蒸發器內部結垢，流經管路堵塞，最終導致蒸發效率不高，蒸殘液品質不合格與重復性蒸發。大大加深了廢液蒸發的負荷。

2.2 根本原因分析及改進措施

蒸發器內部結垢的原因可能是多種因素的集合，以下探討性的提出可能引起蒸發器內部結垢的原因。

可能的原因一：秦一廠單元初期廢液系統中設置有砂濾器，其砂濾器設置在供料泵下游管線，供料泵的設計揚程為T1供料泵H為25m，T2供料泵H為50m，原設計中料液中的雜質通過砂濾器過濾后再經過預熱器，減少了料液中的懸浮顆粒與絮狀物。但目前由于砂濾器的調試工作一直沒有順利完成，存在諸多問題。

因此目前的運行方式中不包含砂濾器的使用，供料泵直接將料液打到預熱器通過一定的加熱再進入到蒸發器中加熱，直接旁通砂濾器會使得料液中的懸浮顆粒無法得到提前去除。這些無法提前去除的雜質夾雜在料液中可能會導致在蒸發器中由于受熱而粘附在蒸發器內壁中從而降低了傳熱系數，而且內壁附著一定厚度的結垢物，也容易導致換熱面積的進一步減少，原本一定的傳熱系數要求一定的換熱面積。傳熱系數的下降將會導致需要更多的換熱面積，但雙方面影響會進一步惡化傳熱效果。同時秦一廠單元機組廢液蒸殘液要求含硼量要控制在30000PPm，蒸發器液位刻度在23%時的體積為2M3。假設此時我們需要蒸發的是T1廢液，我們通過公式算得濃縮倍數與實際可處理的廢水。公式如下：

（1）濃縮倍數=進料體積/蒸殘液體積=蒸殘液鹽濃度/進料中鹽濃度=30000PPm/300PPm=100（倍）

（2）可處理廢水=蒸殘液體積×濃縮倍數=2M3×100=200M3

（3）運行時間=總處理量/處理速率=200M3/2M3/h=100（h）

通過自流蒸殘液取樣分析項目有總比放∑﹠、總鹽、PH值、硼濃度。而由于蒸發器內壁結垢，導致蒸發器液位無法真實反映蒸殘液體積，因此進一步影響蒸殘液中的硼濃度可能無法滿足送往固化的要求數值。當蒸殘液中硼濃度超標時我們通常將含有高硼濃度的料液通過重力流重新打回T2水池，或者加堿稀釋，這將有可能造成重復性蒸發。并且目前由于沒有有效的過濾懸浮顆粒和絮狀物，蒸殘液的總鹽偏高，導致去固化的管道堵塞。使得固化的接受受到一定的影響，不利于連續蒸發，影響效率。

可能的原因二：蒸發濃縮法是目前處理放射性廢液的主要方法之一，在利用加熱式蒸發器處理廢液的時候，在蒸發過程中往往會產生大量的泡沫，引起蒸汽發生器壓力和液位劇烈波動，并且大量的泡沫破裂會使得二次蒸汽中夾帶少許霧沫導致二次冷凝液品質惡化，嚴重時會使蒸發過程被迫停止[2]。這是因為料液中PH如果呈弱堿性蒸發將會產生大量氣泡。目前秦一廠要求的蒸發原液PH控制在13附近，在蒸發初始階段往蒸發器倒入一定量的堿液，使得料液呈現強堿性。方法是按照30000mg/kg的硼濃度換算Na＼B比為1：1添加。按照目前經驗來說，首次不可投入過多，因此分兩部分投加，一次200ml，一次300ml，總計500ml來完成轉化成偏硼酸鈉。但堿液的投加主要還是依靠多年的運行經驗，由于廢液特性當中如果過強堿也會使得蒸發過程中產生大量的泡沫，因此堿液的投加也不能過量。目前人工投加在實際操作中會存在取樣數值不如預期，如下表2、3所示：

上圖表2顯示2015年末的兩次廢液蒸發中，蒸殘液的取樣數據PH值少于要求的13（分析控制值為12-15），而值班日志中表明蒸發器已按照要求加堿液。表圖3顯示是2016年1月至6月幾次蒸殘液PH值，即便在加堿500ml時依舊有可能不能滿足控制要求。因此蒸發器PH的監視工作僅依靠目前的設備會存在不夠直觀，不夠精準，并且在蒸發途中不可干預的問題。并且由于廢液PH控制曲線有非線性的特點，在中性點附近變化斜率較大，加堿效果明顯，但在其他區域斜率變化較緩。因此要控制蒸發器中料液PH在13附近在目前設備中起不到連續監視與控制的效果。所以對于蒸發器料液進行在線監測與自動控制PH是確保蒸發處理效果的關鍵之一。

改進措施：

上圖是設計的一個帶自動監測與調節PH功能的系統，用來自動監測蒸發器內PH值大小并控制使蒸發器內水質PH在13附近。方法是通過蒸發器內入口側與出口側PH值傳遞給計算機，計算出投加堿液的量后調節堿液到蒸發器的調節閥來達到自動加堿的功能，流量表監測到的投加量反饋給計算機來核對實際投加量。攪拌器可在初次上料達到標定液位后間斷開啟來攪拌料液使得初次投加堿液更為精準。

可能的原因三：目前我們蒸發器是封閉不可觀測的，在一次連續的廢液蒸發后，蒸發器內部還保留有一定的原液，待下次蒸發的間斷周期不定，容易導致原液冷卻后產生部分結晶體附著在蒸發器表面。并且前次蒸發存在的泡沫雜質不能有效脫離蒸發器內壁殘留于其中。蒸發器內壁殘留的結垢體也會導致蒸發器液位測量管線堵塞，引起液位計缺陷，喪失監視功能。而蒸發器由于是封閉不可觀測的，內部的實際結晶狀態無法有效監視，將會影響后續的蒸發。

改進措施：

由于蒸發器長期不對內壁進行清理，可能會導致歷次蒸發的污垢結于加熱器內壁影響后續多次蒸發。因此可以設計一項蒸發后的運行操作，用較為清潔的高壓液體連續沖洗蒸發器內部，使得蒸發后產生的泡沫雜質以及內壁上附著的較為新鮮的結垢體得以剝離蒸發器內壁，減少結垢體的殘留對于下次蒸發的影響。

3 結束語

核電廠放射性廢液蒸發器結垢問題的改善，是成功解決放射性廢液安全與經濟運作以及系統長期穩定運行的關鍵，更是減少大量放射性固體廢物產生量的核心關鍵。特別是針對未來退役期間核設施的退役工作伴隨著大量的放射性廢液的產生，這將會給廢液處理系統帶來更大的運行負荷。因此本文針對廢液系統運行中出現的問題做探討與根本原因分析。以致在未來更大的運行頻度下可以更加穩定連續的運行，并且不至于給原本定量不大的固化系統造成過大的負荷。廢液處理系統作為核電一個承上啟下的分系統，如何改善蒸發器結垢問題將會在日常運行中獲得雙倍效益。

【參考文獻】

[1]趙華松.反應堆及后處理設施放射性廢物管理現狀.

[2]孔勁松，郭衛群.復雜成分放射性去污廢液蒸發處理幾個異常問題的研究[J].核動力工程，2012，33（6）：121-123.