压水堆核电厂含氚废水的产生与排放分析

2020-07-30 14:04顾叶剑
科技视界 2020年19期
关键词:压水堆废液核电厂

顾叶剑

摘 要

随着核电的发展和环境保护需求的日益增强,核电厂排氚问题也越来越受到重视,如何降低核电厂氚的产生和废液处理已成为当前的难点之一。本文通过对压水堆核电站氚的产生和释放机理进行了分析,得出了一回路中氚的主要来源;同时,对电厂各个系统中氚含量进行监测与分析,掌握了正常运行期间整个系统内各个部分的氚含量水平变化趋势;最后,对几个氚处理的方式进行对比分析,得出对于目前的压水堆核电厂而言,环境排放是采取的主要方式。

关键词

核电厂;氚产生;氧化运行;监测

中图分类号: TL929          文献标识码: A

DOI:10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.19.013

Abstract

With the development of nuclear power plant and the increasing demand for environmental protection,the discharge of tritium from nuclear power plant has become more and more important.How to reduce the production of tritium and waste liquid treatment in nuclear power plants has become one of the current difficulties.This paper briefly described the production and release mechanism of tritium from PWR nuclear power plants,and obtained the main source of tritium in the primary system.At the same time,the tritium was monitored and analyzed in each system of the nuclear power plant,and known that the trend of tritium content level in the whole system during normal operation.Finally,after several tritium treatment methods were compared,it show that the environmental discharge is the main way for current PWR nuclear power plants.

Key Words

Nuclear power plant;Tritium generation;Tritium release;Monitor

0 引言

氚屬于弱β释放体,本身不会产生外照射危害,但氚具有很长的半衰期(12.3年),并且具有很高的同位素之间的交换率,在环境传输过程中滞留时间较长,会产生极大范围的放射性影响。氚为核电厂产生的众多核素之一,主要以氚化水(HTO)形式存在于核电厂中,并且几乎所有的氚都最终排入环境中,对环境有着重要的影响。因此,如何有效控制核电厂中氚的产生和排放尤其重要[1]。

氚排放量限值是核电厂流出物排放控制指标的重要参数,因此对核电厂氚产生量和排放量监测准确性至关重要。本文通过对压水堆核电厂主系统中氚产生的来源进行分析,同时对国内某压水堆机组在某次大修后至正常运行23周期间的氚比活度数据进行分析,观察其RCP系统(反应堆冷却剂系统)、TER系统(核岛废液排放系统)、SEL系统(常规岛废液排放系统)、REA系统(反应堆硼和水补给系统)、ETY系统(安全壳内大气监测系统)、DVN系统(核辅助厂房通风系统)、VVP系统(主蒸汽系统)中氚比活度的变化,充分分析了主系统冷却剂中氚排放的途径、形态以及活度浓度。

1 主系统中氚的产生

1.1 三元裂变

核燃料在裂变时,会有一部分发生三元裂变现象(反应如式(1)),三元裂变产生的氚是压水堆核电厂氚的主要产生方式之一,但是产生的氚绝大部分都能很好地包容在燃料元件包壳内,对锆合金包壳的穿透率只有0.1%~1%,正常运行条件下,主要通过包壳的扩散和微小裂缝来释放氚进入一回路中。

2 氚的测量

2.1 高放射性样品中氚的测量

适用于核电厂RCP系统、TER系统:取5ml样品于500ml容量瓶中,除盐水稀释至500ml,摇匀;取一个制样品瓶,依次加入10ml Perkin Elmer公司ULTIMA Gold闪烁液和10ml稀释的样品,盖紧制样瓶后摇匀(如制样瓶外沾污了样品,需重新制备),同时按此比例将样品换成除盐水加入闪烁液中,配制成扣本底样品;将本底样品和测量样品放入Perkin Elmer公司Tri-carb 3180TR/SL型液体闪烁计数仪进行测量,测得结果DPM1(仪器已自动扣除本底),再将DPM1除以60、除以0.01L,再乘以100倍,所得结果即为测量结果,单位为Bq/L。

2.2 低、无放射性样品中氚的测量

适用于核电厂SEL系统、REA系统、VVP系统:取一个制样品瓶,依次加入10ml闪烁液和10ml的样品,盖紧制样瓶后摇匀(如制样瓶外沾污了样品,需重新制备),同时按此比例将样品换成除盐水加入闪烁液中,配制成扣本底样品;将本底样品和测量样品放入液闪计数仪测得结果DPM1,再将DPM1除以60、除以0.01L,所得结果即为测量结果,单位为Bq/L。

2.3 核岛气体中氚的测量

适用于核电厂ETY系统、DVN系统:取一个制样品瓶,依次加入10ml闪烁液和10ml的收集液样品(图1),盖紧制样瓶后摇匀(如制样瓶外沾污了样品,需重新制备),同时按此比例将样品换成除盐水加入闪烁液中,配制成扣本底样品;将本底样品和测量样品放入液闪计数仪测得结果DPM1,再将DPM1除以60、除以0.01L,乘以收集液体积(正常情况下为0.6L),最后除以气体周累计收集体积V(单位m3),所得结果即为测量结果,单位为Bq /m3。

3 氚比活度浓度的监测

3.1 RCP系统中氚比活度的监测

图2为机组在大修后正常运行23周内主系统γt趋势图,从图中可以看出,随着机组的正常运行,主系统的氚含量缓慢逐渐升高,这是由于主系统正常情况下为封闭系统,在下泄回路中的净化床只能对系统中的杂质颗粒及放射性核素起到净化作用,无法对一回路中不断产生的氚进行净化。因此随着机组运行时间的增加,系统中氚含量不断升高,当接近所规定期望值时,采取对主系统换水的方式来降低系统中的氚含量。

3.2 TER系统氚含量的监测

图3为机组在大修后正常运行23周内TER系统γt趋势图,从图中可以看出,随着机组的正常运行,TER的氚含量出现了一定的波动,但都小于主系统的值,这是由于TER系统的废液主要来源于核岛排气和疏水系统(RPE)、放射性废水回收系统(SRE)、废液处理系统(TEU)、蒸汽发生器排污系统(APG)(不复用时),而RCP系统是整个系统内所有氚含量的来源,所以其TER的值必定小于RCP系统,而出现的γt值由每次进入TER系统中高氚放射性废液与低氚放射性废液的比例的变化而变化。在现有的国内压水堆核电厂中,都按照月度、季度与年度氚排放量控制指标的要求来控制氚的排放。

3.3 SEL系统氚含量的监测

图4为机组在大修后正常运行23周内SEL系统γt趋势图,SEL系统是收集常规岛的废液,废液主要来源于凝汽器热井的疏水、汽轮机厂房汽水回路的疏水和排气冷凝液、收集疏水回收泵池的水及凝泵坑收集井的疏水,从图中可以看出,随着机组的正常运行,SEL系统的氚含量始终小于仪器检出限0.00743MBq/t,基本不存在氚,表明了蒸汽发生器一回路侧基本不存在泄漏至二回路侧。

3.4 REA系统氚含量的监测

图5为机组在大修后正常运行23周内REA系统γt趋势图,在机组整个正常运行期间,REA系统的氚含量始终小于仪器检出限0.01372 MBq/t,基本不存在氚,这是由于从经济、操作、放射性废物及含氚量综合考虑,当所用的REA水箱水量不足或者出现水质超标时,直接采用核岛除盐水分配系统水经辅助给水系统的除氧器除氧后供给除盐除氧水,不采用硼回收系统供给。

3.5 ETY系统氚含量的监测

图6为机组在大修后正常运行23周内ETY系统γt趋势图,由于核岛安全壳内各气动阀动作及主系统泄漏会导致安全壳压力升高,到达一定压力时会采取向外排放的方式降低安全壳内压力。从图中可知,ETY系统排放的氚含量都处于相对比较低的水平,说明了安全壳内主系统在运行期间保持了良好的完整性。

3.6 DVN系统氚含量的监测

图7为机组在大修后正常运行23周内DVN系统γt趋势图,DVN系统的主要功能是保持厂房内的压力略低于大气压力,以减少电厂在各种运行工况下由厂房泄漏的放射性气溶胶。從图中可知,DVN系统排放的氚含量都在相对比较低的水平波动,说明了在此运行期间整个厂房的氚含量一直控制在较低的水平。

3.7 VVP系统氚含量的监测

图8为机组在大修后正常运行23周内γt趋势图,从图中可以看出,该电厂的日常核素指标控制良好,远远小于其所规定的0.4MBq/t,表明了蒸汽发生器传热管完好,基本不存在从一回路通过蒸汽发生器泄漏至二回路的情况。

4 氚的处理

4.1 贮存衰变

氚的半衰期约为12.34年,储存37年其活度降至大概原来的1 / 8,目前,例如国内某压水堆核电厂在运行一段时间后,该电厂所产生的放射性水平氚活度为8.5E4MBq/t,如需降低到其期望值1.5E4MBq/t以下,则需要换水至少约300-400m3(不考虑换水期间主系统氚的产生量情况下),储存约37年,因此储存体积将达11100~14800m3,所以目前通过贮存衰变来降低核电厂内氚含量方法不可行。

4.2 分离回收

分离浓氚的方法有气相催化交换(VPCE)[3]、液相催化交换(LPCE)[4-5]、联合电解催化交换( CECE)[6]、电解法、低温蒸馏法、分子激光法等,但这些方法普遍存在着工艺复杂、能耗高、效率低等问题,因此只有在氚含量特别高、特定需要时才考虑回收。对于普通压水堆核电厂产生的中低含氚废液而言,没有任何回收价值,也不具有可行性。

4.3 固化处理

对于正常运行的压水堆而言,以国内某电厂为例,放射性水平氚活度为8.5E4MBq/t的电厂每年会产生300~400m3废液量,通过固化处理,则会产生极大的固体放射性废物,对于运输和储存都存在着极大的难度,因此,固化处理对于处理如此大量的含氚废液而言,不具有可行性。

4.4 环境排放

环境排放是对放射性浓度和总排放量控制情况下,将氚浓度稀释到标准规定以下,排入大海中,利用海水对氚的稀释和扩散。目前,世界上所有的压水堆核电厂中低放废液中的氚都采用环境排放方式,对于我国而言,目前核电厂位置都处于海边,对采用氚的环境排放有着较有利的地理优势。秦山地区压水堆核电厂对氚的环境排放采取月度控制百分比、季度控制百分比、年度控制百分比来控制排放量。

5 结论

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