核电站事故废液MVR处理的模拟试验

贾紫永，李 斗，徐杨华，许国静，李紫龙

（国家电投集团远达环保工程有限公司重庆科技分公司，重庆 401122）

核废水主要来源于核工业的核燃料处理、原子能发电站的核裂变产物以及应用放射性同位素的研究机构等，其水量可达数百千克至数万吨。对于含放射性元素的废水，任何水处理方法都不能改变其固有的放射性衰变特性［1-3］。目前在处理放射性废水的方法中，一般认为蒸发浓缩处理法是一种行之有效且可靠的方法。蒸发浓缩处理法较多应用于中、高浓度水平的废液处理中，其主要目的是将含放射性物质的液体浓缩，减少废液的体积，以便降低贮存或者进一步处理（如固化）的费用；其次，在某些情况下通过蒸发浓缩操作还可以回收处理其中有用的化学物质，如硝酸等，而二次蒸汽的冷凝水如果放射性相当低就可以直接排放，或者经过其他方法处理后再行排放［4-5］。蒸发浓缩技术在我国核工业放射性废液的处理当中早已获得工程应用，其优点是浓缩效果较好、处理效率较高、去污效果较好，特别适合处理含盐量较高、成分较复杂且浓度范围变化较大的废液［6-8］。但传统的蒸发浓缩工艺系统庞大、设备复杂、能耗很高，而且加热方式决定了其需要庞大的蒸汽供应系统作为相应配套，不利于形成移动式的处理装置。

本文拟对常规废水除盐处理所采用的低温蒸发处理技术进行二次开发。该技术有别于目前广泛使用的传统放射性废液蒸发处理技术，其更加节能，更适于设计成可移动装置。当有核工业废水排放或者泄漏时，其能够及时方便地运抵现场，依靠现场的供电接口提供动力，作为高放废液处理系列装置的一个子系统，低能耗地持续稳定运行。处理后的废水进入下一级子系统继续处理或返回冷却堆芯，减少放射性物质向环境释放。本课题组通过调研现有的低温蒸发处理技术，结合高放废液的特性和整体处理工艺的考量，进行综合分析论证，选取适宜的蒸发器结构和形制。通过性能试验，研究确定工艺参数，并进行相应的优化改进。在此基础上设计建立中等规模的试验装置，开展冷态试验，验证其处理能力和去污效率，形成移动式集成化的放射性废液低温蒸发处理技术应用研究成果。对于乏燃料水池来说，本处理技术仍然适用。

1 试验部分

1.1 MVR系统原理及其设备

MVR系统原理及其实际设备如图1所示。

图1 MVR系统原理框图和系统实际设备Fig.1 Functional Block Diagram and Practical Equipment of MVR System

1.2 模拟核废水的配制

试验模拟原液采用三级去离子水、硝酸锶、硝酸铯、硝酸钴配制，其中 Sr2＋、Cs＋、Co2＋的离子浓度均为0.1 g／L。进入系统的原液温度为环境温度（25～26℃），蒸发温度为 85℃，处理能力为50 L／h。

1.3 取样及分析方法

配制原液：每组试验约进行10 h，贮水系统共有2个原液罐，分别编号为1＃和2＃，每个罐体的有效容积为1.5 m3，配满3罐原液即可满足所有的试验需求。将预先溶解好的药剂加入1＃原液罐后，添加去离子水至指定液位，同时开启1＃原液罐循环泵进行充分搅拌混合。蒸发系统运行期间保持循环泵持续运行，当1＃原液罐液位达到低液位时，关闭1＃原液罐循环泵，并切换到2＃原液罐保持连续进样，同时开启2＃原液罐循环泵并保持其持续运行。

取样、送样注意事项：单个样品的取样体积为500 mL，取样时用原液充分润洗取样瓶3～5次，编号后分装3份，一份为200 mL留样，一份为150 mL送样，一份为150 mL留存待自测样。

本文提出了MVR系统应用的四种组合方式，分别对该系统在蒸发温度为85℃时不同分离器组合的蒸发速率、稳定工作时液位平均值、平均蒸发处理能力、折合吨能耗等做了详细的试验和数据分析，并对三种核素在不同分离器组合中的去除效果做了详细对比。

1.4 低温蒸发装置的分离器组合

低温蒸发装置分离器分别采用如下四种组合方式：（1）分离室：○××；（2）分离室＋丝网：○○×；（3）分离室＋玻璃纤维：○×○；（4）分离室＋丝网＋玻璃纤维：○○○。每种组合稳定连续运行的时间为8 h。

分离室：公称直径为 500 mm，罐体材质为316 L不锈钢，设计处理能力为50 L／h，工作压力为0.058 MPa，工 作 温 度 为 85℃，蒸 汽 出 口 为DN65 mm，循环液进口为DN80 mm，循环液出口为DN65 mm，手孔为DN200 mm。

丝网分离器（二级分离器）：公称直径为200 mm，罐体材质为304不锈钢，填料为304不锈钢丝网，设计处理能力为 50 L／h，工作压力为0.058 MPa，工作温度为85℃，蒸汽进口为DN65 mm，蒸汽出口为DN65 mm，冷凝液出口为DN20 mm。

玻璃纤维分离器（三级分离器）：公称直径为200 mm，罐体材质为304不锈钢，填料为玻璃纤维，设计处理能力为 50 L ／h，设计压力为 0.058 MPa，工作温度为85℃，蒸汽进口为DN65 mm，蒸汽出口为DN65 mm，冷凝液出口为DN20 mm。

2 结果与讨论

2.1 不同分离器组合的处理能力对比

蒸发温度对于MVR系统运行非常重要，分别对该系统在蒸发温度为85℃时不同分离器组合的蒸发速率、稳定工作时的液位平均值、平均蒸发处理能力、折合吨能耗等做了详细的试验和数据分析，操作大气压为101.3 kPa，具体试验数据如表1所示。

表1 不同分离器组合的处理能力对比（蒸发温度为85℃）Tab.1 Comparison of Capacities among Different Combinatorial Arrangements at the Evaporation Temperature of 85 ℃

在蒸发温度为85℃时，将MVR系统的能耗和传统核电站用的单效、多效蒸发技术进行比较，如表2所示。

表2 MVR系统能耗和传统蒸发技术的比较（蒸发温度为85℃）Tab.2 Comparison of Energy Consumption between MVR System and Conventional Evaporation Processes at the Evaporating Temperature of 85℃

2.2 三种核素在不同分离器组合中的去除效果对比

在核环保领域，评估一个系统对核素的去除效果通常采用系统去污因子（DF），该指标能直观地显示系统排放的核素含量是否达标，操作大气压为101.3 kPa，分离试验组 Sr2＋、Cs＋和 Co2＋的系统数据统计如图2所示。

单独对Sr2＋进行对比，可以明显看出，玻璃纤维的效果优于丝网，同时其安装明显优于单独安装丝网或玻璃纤维分离器；但是Co2＋的区别不明显。由于系统DF是评估整个系统对核素的去除能力，为了更好地评估不同模拟核素的蒸发特性，发现更深层次的现象，需进一步比较设备的去污因子。

图2 分离试验组Sr2＋、Cs＋和Co2＋的系统去污因子对比Fig.2 Comparison of System Decontamination Factors for Sr2＋，Cs＋ and Co2＋ among Different Experimental Groups

图3 分离试验组Sr2＋、Cs＋和Co2＋的设备去污因子对比Fig.3 Comparison of Device Decontamination Factors for Sr2＋，Cs＋ and Co2＋ among Different Experimental Groups

由图3可知，第四组试验的效果最好，这也符合最初预计，但对于Cs＋来说，丝网分离器和玻璃纤维分离器的差别不大，可能是由于对于主要含Cs＋的液滴群，其绝大部分都能被丝网分离器拦截，因此，孔径更小的玻璃纤维对其的拦截率不会有显著提升。

2.3 蒸发速率与设备去污因子的关系

蒸发速率与蒸发温度直接相关，在101.3 kPa的操作大气压下，根据温度试验组的蒸发速率与对应的设备去污因子，得到如图4所示的关系图。

图4 蒸发速率与Sr2＋、Cs＋和Co2＋的设备去污因子之间的关系Fig.4 Relationship between Evaporation Rate and Device Decontamination Factors of Sr2＋，Cs＋ and Co2＋

由图4可知，当蒸发速率为150和300 kg／（m2·h）时，Sr2＋、Cs＋和 Co2＋的设备去污因子明显高于其它两个蒸发速率，而这两个蒸发速率对应的蒸发温度分别是65℃和95℃。这与前述分析吻合，即在65℃蒸发时，频繁的系统波动导致其蒸发速率较慢，使得设备去污因子无法达到75℃和85℃的水平；而95℃蒸发时，其蒸发速率加快，导致液滴飞溅加剧，使得设备去污因子同样比75℃和85℃低。对数据进行拟合，发现规律性较强，得到 Sr2＋、Cs＋和 Co2＋的拟合函数分别如式（1）～式（3）。

2.4 放射性浓缩液的处理办法

采用MVR对核电站放射性事故废液进行浓缩减量处理后，产生的废液量很少，但是放射性依然存在，对于放射性浓缩废液，目前最有效的办法为水泥固化，以防止二次污染。

3 结论

（1）MVR低温蒸发系统的工艺处理过程包括原液预热阶段、蒸发浓缩阶段、蒸汽压缩阶段、浓缩液及冷凝液排出阶段。

（2）当蒸发温度为85℃时，四种组合的MVR系统的蒸发处理能力均大于50 L／h，平均处理能力为 53.24 L ／h；折合吨能耗均低于 100 kW·h／t，和传统核电站用的单效、多效蒸发技术进行比较，有明显的优势；蒸发速率在 275 kg／（h·m2）左右，稳定工作时的液位平均值在49～50 cm之间。

（3）MVR系统的主要优势是高效节能，根据四种组合的试验数据结果可以得出，分离试验四（分离室＋丝网＋玻纤）的组合方式最适合在85℃下蒸发处理核电站事故模拟废液。对分离试验组Sr2＋、Cs＋和Co2＋的系统去污因子进行对比，得到分离室＋丝网＋玻纤的组合方式效果最好。

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