秦山320MW废液蒸发器结垢问题改善

王培骏 占建华 李寅光

【摘 要】废液处理系统在正常运行工况下担任着重要的作用，它承担着储存放射性废液以及将其转化成安全清洁的可排放液体，在电厂与外界形成一道坚强有力的安全屏障，并且阻止放射性废液直接排放对外界环境造成不可逆的危害。废液处理系统主要分为废液的储存和废液的处理。然而作为中国第一座核电站秦一厂单元在未来将会迎来的退役中，由于核设施的检修和退役工作伴随着大量的放射性废液的产生与废液成分更加复杂的两点特点将会给废液处理系统带来更大的运行负荷[1]。而目前废液处理系统在正常运行工况下由于蒸发器结垢导致蒸发器在连续运行时会被中断，蒸发效率不高等问题。本文针对废液蒸发器结垢提出一些改进的方法，来优化废液的蒸发单元。

【关键词】放射性废液；蒸发处理；结垢

中图分类号： TM623 文献标识码： A 文章编号： 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机组废液系统的相关介绍

中核核电运行管理有限公司一厂放射性废液处理系统的设计比较新颖、独特，能够大大减少放射性固体废物的产生量，为电站节约了废物贮存场地和处理费用。自核电站投入运行以来，该系统较好地完成了放射性废液的处理和排放功能。目前该系统设计的每年处理废液总量约为3350M3，低放废液1000M3高放废液2350M3。废液处理系统运行设计基准是系统能容纳和处理电厂在正常运行和预期异常情况下所产生的最大预期废液量和最大预期废液放射性活度。本系统处理的废液不能对公众及操作人员造成任何有害的电离辐射。因此作为核电站废液处理系统承担着储存放射性废液以及将其转化成安全清洁的可排放液体，在电厂与外界形成一道坚强有力的安全屏障，防止放射性废液直接排放对外界环境造成不可逆的危害。所以放射性废液处理系统在核电站中担任着非常重要的角色。

1.1 废液分类

废液处理系统是用来收集、处理、监测核电厂在正常运行、维修时产生的放射性废液。并按照其放射性剂量确定向环境排放或在电厂内复用。电厂通常根据废液的放射性活度和化学杂质含量来确定相应的处理方式，秦一厂放射性废液通常分成以下几类。

秦山核电厂反应堆一回路各系统设备、阀门和管道产生的疏水以及引漏水（清洁疏水， 简称T1废水）；辅助系统产生的树脂再生水，冲排水及设备去污洗涤水（工艺疏水， 简称T2废水）；放射性设备间的地面清洗水（工艺疏水， 简称T3废水）；T1、T2废水经处理后，可做为复用水，用于一回路设备去污清洗和设备室地面清洗，也可经排放总管向外排放。T3废水收集在T3水池，先进行就地取样检测，若废水比活度≤3.7×102Bq/l，就直接排至排放总管，与冷却海水混合排入海域，排放口比活度≤3.7×10-1Bq/l，若废水的比活度>3.7×102Bq/l，则可送至T2水池，做为T2废水处理。

其中T1廢水比活度较高，平均比活度为1.85×108Bq/L，这是由于T1废液来源为：化容控制系统、硼回系统、取样系统、反应堆乏燃料水池冷却和净化系统、疏排系统等方面来的设备、管道低位疏水和泄漏水。而电厂在役时期，这些系统产生的废水量较小，化学性质单一，因此在废液处理中产生的二次冷凝液可以在达到指标后回收利用，减少了实际废液排放量。

T2废水比活度为3.7×103Bq/L，当设备有泄漏时，比活度可达3.7×105Bq/L，此比活度较T1废液低，但一年的废水量在1700m3，且化学成分除了T1废液中所含的少量硼酸外，还可能含有由于酸碱去污和树脂再生引入的硝酸和氩氧化钠。实际通过过滤、离子交换和蒸发的方法，我们也可以将符合要求的废液回收利用，减少实际废液排放量。

T3废水其化学组成视地面去污剂而不同，由于废水来源可能是核岛厂房地面清洁水，辅助厂房地面清洁水，辐射剂量监测系统的低放排水，各地漏排水等可能存在的化学物质较T1，T2复杂，但比活度较低很多，在取样合格后可以直接排放。

1.2 废液处理

本电站采用核工业成熟的处理放射性废水的处理方法。即过滤、离子交换、蒸发。

过滤：它的功能是使用一种设施把不溶的颗粒、悬浮固体与流体混合物分开。这种流体混合物的大部分都能通过设施， 而一些固体物被保留。

离子交换：离子交换器是一种聚合电解质从周围溶液中跟相等电荷的游离子发生交换的装置。聚合电解质是一种树脂小球，小球上微弱地附着一些离子，当液体通过这种小球时，它将迅速用液体中相同电荷的离子交换小球上的离子。基本上有二种类型的树脂小球，称为阳离子树脂和阴离子树脂。阳离子树脂有以氢离子形式附着的正离子。阴离子树脂有以氢氧离子形式附着的负离子。采用两树脂组合的离子交换器，称为混合床离子交换器。为避免离子交换器表面和内部有不可溶材料（为油或颗粒）积累引致离子交换器材料有效性的下降。应当通过适当的预处理过滤。

蒸发：蒸发就是通过蒸馏溶液把溶液浓缩的过程。该过程留下了大部分固体，而凝结的蒸汽基本上是纯水。

废液蒸发器的主要操作是把接收来的溶液加以煮沸，煮沸使放射性气体离开溶液。这种气体被收集起来并送往废气系统。煮沸产生的蒸汽被收集、冷凝，得到的纯水可再循环供重复使用。留在蒸发器底部的溶液称为浓缩物。这种浓缩物的放射性物质的浓度很高。送往固体废物系统固化。

实际的废液处理工艺流程往往是上述几种方法的组合。

2 针对目前的处理方式时引发的问题

目前废液蒸发属于核电厂核岛岗位频度不低的日常操作，尤其在大修结束之后需要长期运转，而目前废液蒸发长期运转除开受到缺陷的影响外，蒸残液的参数将会影响是否满足送固化要求。控制指标为比重1.14-1.25g/ml，pH（25℃）12-15，总盐 200-300mg/ml，硼浓度<30000ppm，总β< 2.29E7Bq/l。按照以往运行经验以及2016年相关蒸残液取样分析结果，目前蒸发运行遇到一个比较明显的问题是一次蒸发结束后、加碱送固化之前的取样分析结果总盐经常超过控制值。下图表1为2016年1月-6月废液蒸残液取样分析总盐结果。

其中7次取样结果中有4次不满足控制值要求。影响废液蒸发长期运转。而总盐过高是蒸发器结垢一个直观的反馈。

2.1 蒸发器结垢问题的阐述

秦一厂单元采用自然循环外加热式蒸发器处理Tl和T2废液，废液经砂滤器处理后进入预热器（现实际中砂滤器已经不用），再进入蒸发器进行蒸发。蒸馏液冷却后自流到冷凝液槽；浓缩液自流到残液扬液器，再用压缩空气输送到固化系统。在实际废液处理中经常容易引起废液蒸发器内部结垢，流经管路堵塞，最终导致蒸发效率不高，蒸残液品质不合格与重复性蒸发。大大加深了废液蒸发的负荷。

2.2 根本原因分析及改进措施

蒸发器内部结垢的原因可能是多种因素的集合，以下探讨性的提出可能引起蒸发器内部结垢的原因。

可能的原因一：秦一厂单元初期废液系统中设置有砂滤器，其砂滤器设置在供料泵下游管线，供料泵的设计扬程为T1供料泵H为25m，T2供料泵H为50m，原设计中料液中的杂质通过砂滤器过滤后再经过预热器，减少了料液中的悬浮颗粒与絮状物。但目前由于砂滤器的调试工作一直没有顺利完成，存在诸多问题。

因此目前的运行方式中不包含砂滤器的使用，供料泵直接将料液打到预热器通过一定的加热再进入到蒸发器中加热，直接旁通砂滤器会使得料液中的悬浮颗粒无法得到提前去除。这些无法提前去除的杂质夹杂在料液中可能会导致在蒸发器中由于受热而粘附在蒸发器内壁中从而降低了传热系数，而且内壁附着一定厚度的结垢物，也容易导致换热面积的进一步减少，原本一定的传热系数要求一定的换热面积。传热系数的下降将会导致需要更多的换热面积，但双方面影响会进一步恶化传热效果。同时秦一厂单元机组废液蒸残液要求含硼量要控制在30000PPm，蒸发器液位刻度在23%时的体积为2M3。假设此时我们需要蒸发的是T1废液，我们通过公式算得浓缩倍数与实际可处理的废水。公式如下：

（1）浓缩倍数=进料体积/蒸残液体积=蒸残液盐浓度/进料中盐浓度=30000PPm/300PPm=100（倍）

（2）可处理废水=蒸残液体积×浓缩倍数=2M3×100=200M3

（3）运行时间=总处理量/处理速率=200M3/2M3/h=100（h）

通过自流蒸残液取样分析项目有总比放∑﹠、总盐、PH值、硼浓度。而由于蒸发器内壁结垢，导致蒸发器液位无法真实反映蒸残液体积，因此进一步影响蒸残液中的硼浓度可能无法满足送往固化的要求数值。当蒸残液中硼浓度超标时我们通常将含有高硼浓度的料液通过重力流重新打回T2水池，或者加碱稀释，这将有可能造成重复性蒸发。并且目前由于没有有效的过滤悬浮颗粒和絮状物，蒸残液的总盐偏高，导致去固化的管道堵塞。使得固化的接受受到一定的影响，不利于连续蒸发，影响效率。

可能的原因二：蒸发浓缩法是目前处理放射性废液的主要方法之一，在利用加热式蒸发器处理废液的时候，在蒸发过程中往往会产生大量的泡沫，引起蒸汽发生器压力和液位剧烈波动，并且大量的泡沫破裂会使得二次蒸汽中夹带少许雾沫导致二次冷凝液品质恶化，严重时会使蒸发过程被迫停止[2]。这是因为料液中PH如果呈弱碱性蒸发将会产生大量气泡。目前秦一厂要求的蒸发原液PH控制在13附近，在蒸发初始阶段往蒸发器倒入一定量的碱液，使得料液呈现强碱性。方法是按照30000mg/kg的硼浓度换算Na＼B比为1：1添加。按照目前经验来说，首次不可投入过多，因此分两部分投加，一次200ml，一次300ml，总计500ml来完成转化成偏硼酸钠。但碱液的投加主要还是依靠多年的运行经验，由于废液特性当中如果过强碱也会使得蒸发过程中产生大量的泡沫，因此碱液的投加也不能过量。目前人工投加在实际操作中会存在取样数值不如预期，如下表2、3所示：

上图表2显示2015年末的两次废液蒸发中，蒸残液的取样数据PH值少于要求的13（分析控制值为12-15），而值班日志中表明蒸发器已按照要求加碱液。表图3显示是2016年1月至6月几次蒸残液PH值，即便在加碱500ml时依旧有可能不能满足控制要求。因此蒸发器PH的监视工作仅依靠目前的设备会存在不够直观，不够精准，并且在蒸发途中不可干预的问题。并且由于废液PH控制曲线有非线性的特点，在中性点附近变化斜率较大，加碱效果明显，但在其他区域斜率变化较缓。因此要控制蒸发器中料液PH在13附近在目前设备中起不到连续监视与控制的效果。所以对于蒸发器料液进行在线监测与自动控制PH是确保蒸发处理效果的关键之一。

改进措施：

上图是设计的一个带自动监测与调节PH功能的系统，用来自动监测蒸发器内PH值大小并控制使蒸发器内水质PH在13附近。方法是通过蒸发器内入口侧与出口侧PH值传递给计算机，计算出投加碱液的量后调节碱液到蒸发器的调节阀来达到自动加碱的功能，流量表监测到的投加量反馈给计算机来核对实际投加量。搅拌器可在初次上料达到标定液位后间断开启来搅拌料液使得初次投加碱液更为精准。

可能的原因三：目前我们蒸发器是封闭不可观测的，在一次连续的废液蒸发后，蒸发器内部还保留有一定的原液，待下次蒸发的间断周期不定，容易导致原液冷却后产生部分结晶体附着在蒸发器表面。并且前次蒸发存在的泡沫杂质不能有效脱离蒸发器内壁残留于其中。蒸发器内壁残留的结垢体也会导致蒸发器液位测量管线堵塞，引起液位计缺陷，丧失监视功能。而蒸發器由于是封闭不可观测的，内部的实际结晶状态无法有效监视，将会影响后续的蒸发。

改进措施：

由于蒸发器长期不对内壁进行清理，可能会导致历次蒸发的污垢结于加热器内壁影响后续多次蒸发。因此可以设计一项蒸发后的运行操作，用较为清洁的高压液体连续冲洗蒸发器内部，使得蒸发后产生的泡沫杂质以及内壁上附着的较为新鲜的结垢体得以剥离蒸发器内壁，减少结垢体的残留对于下次蒸发的影响。

3 结束语

核电厂放射性废液蒸发器结垢问题的改善，是成功解决放射性废液安全与经济运作以及系统长期稳定运行的关键，更是减少大量放射性固体废物产生量的核心关键。特别是针对未来退役期间核设施的退役工作伴随着大量的放射性废液的产生，这将会给废液处理系统带来更大的运行负荷。因此本文针对废液系统运行中出现的问题做探讨与根本原因分析。以致在未来更大的运行频度下可以更加稳定连续的运行，并且不至于给原本定量不大的固化系统造成过大的负荷。废液处理系统作为核电一个承上启下的分系统，如何改善蒸发器结垢问题将会在日常运行中获得双倍效益。

【参考文献】

[1]赵华松.反应堆及后处理设施放射性废物管理现状.

[2]孔劲松，郭卫群.复杂成分放射性去污废液蒸发处理几个异常问题的研究[J].核动力工程，2012，33（6）：121-123.