一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法与流程

本发明属于为核电厂放射性废液处理领域，具体涉及一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法。

背景技术：

1、公开该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不必然被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已经成为本领域一般技术人员所公知的现有技术。

2、cap系列核电厂配备的非能动安全注射系统(psis)中包含低温含硼水，在核电厂发生超设计基准事故条件时，psis系统将投入运行冷却堆芯，并在事故缓解过程中通过非能动方式在堆腔淹没水中添加化学物(磷酸三钠)，将其ph调节至7.0-9.5范围内，以提高事故后放射性核素在安全壳内的滞留性。

3、cap系列核电厂超设计基准事故废液具有水质复杂、化学物含量高(含高浓度硼酸(2700mg/l)和磷酸三钠(500mg/l))、放射性水平高和含几种半衰期长需要高效去除的核素(如cs、sr、ce)等问题，其进入cap系列核电厂放射性废液系统进行处理时，因放射性活度浓度高，给cap系列核电厂放射性废液系统带来巨大压力。且cap系列核电厂超设计基准事故废液产生位置具有不确定性，集中处理的话需要将废液进行搬运，费时费力，且存在风险。

4、因此，开发一种具有灵活性强、操作简便、处理效率高、灵活性强、固废产生量少等优势的cap系列核电厂超设计基准事故废液处理装置和工艺。

技术实现思路

1、为了解决现有技术的不足，本发明的目的是提供一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法，本发明提供的系统具有操作简便、处理效率高、灵活性强、可移动等优势，非常适合于cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理。

2、为了实现上述目的，本发明的技术方案为：

3、本发明的第一个方面，提供一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括：与废液储存装置出口相连的过滤装置；

4、与过滤装置出口相连的介质床组，其用于去除废液中的目标核素；所述介质床组中设有多个介质床，多个介质床并联设置，且上一级介质床出水进入下一级介质床中，介质床出口与废液储存装置相连；所述介质床组设置于一个密封装置内，所述密封装置设有入风孔和排风孔，入风孔、排风孔位置处设置迷宫墙结构，且所述密封装置具有核屏蔽作用。

5、在本发明的一些实施例中，所述介质床中的介质为对高硼酸与高磷酸三钠具有强抗干扰性的选择性介质。

6、优选的，所述选择性介质为除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质。

7、在本发明的一些实施例中，所述密封装置内设有取样箱，所述取样箱设置在所述介质床组的管道上。

8、本发明的一些实施例中，所述cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统还包括废介质接受容器，其与每个介质床相连，用于收集介质床中的废介质。

9、本发明的一些实施例中，所述cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统还包括泵，其与废液储存装置出口相连，用于将废液储存装置中的废液泵送至过滤装置内。

10、本发明的第二个方面，提供一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，采用第一方面所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括如下步骤：

11、(1)向介质床组的介质床中填充除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质；

12、(2)采用泵将废液储存装置中的待处理废液泵送至过滤装置去除颗粒态放射性物质以及其他颗粒态杂质，过滤后待处理废液进入散热装置冷却至40℃以下后，进入介质床组，依次经过填装有特定选择性介质的介质床，去除目标核素后返回废液储存装置循环处理。

13、本发明的一些实施例中，所述待处理废液为经衰变冷却一年左右后的cap系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，其放射性活度浓度不小于1010bq/l。

14、本发明的一些实施例中，所述待处理废液中，以硼计，硼酸浓度为2500～2900ppm；以磷计，磷酸三钠浓度为450～500ppm。

15、本发明的一些实施例中，以30bv/h流速运行，装置对目标核素铯、锶、钴和铈单次通过的去污因子不小于100，处理水量达200bv以上。

16、本发明的有益效果为：

17、本发明针对cap系列核电厂超设计基准事故废液的特点，综合考虑装置可移动、辐射防护安全可靠、热量释放以及运维便利等因素，开发适用于cap系列核电厂超设计基准事故的废液处理系统。本发明的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统通过确定合理的介质类型及组合保障对高硼酸、高磷酸三钠背景的超设计基准事故废液的具有较好的处理效果，且流程简单、搭配合理有效，满足废液处理达标排放的需求，同时规避传统高放废液需要水泥固化而产生大量固体废物的问题。同时本发明的处理系统为模块化和小型化的设计，实现装置的整体可移动性，灵活性高，解决了超设计基准事故条件下放射性废液处理接口位置的不确定性问题。本发明的处理系统综合考虑辐射防护、衰变热导出以及废介质排放等要求，通过密封装置以及其入风孔、排风孔、迷宫墙结构等的设置，实现衰变热的导出，保证介质的应用效果。

18、经试验检测，采用本发明的系统对cap系列核电厂超设计基准事故废液进行循环处理，废液的放射性活度浓度可低于107bq/l，接入cap系列核电厂放射性废液系统的进一步处理后，最终可实现废液的放射性活度浓度低于1000bq/l，满足gb 6249-2011(核动力厂环境辐射防护规定)中沿海的排放限值要求。

技术特征：

1.一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，包括：与废液储存装置出口相连的过滤装置；

2.如权利要求1所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，所述介质床中的介质为对高硼酸与高磷酸三钠具有强抗干扰性的选择性介质。

3.如权利要求2所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，所述选择性介质为除铯选择性介质、除锶和钴选择性介质、除铈选择性去除介质以及阴离子核素吸附介质。

4.如权利要求1所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，所述密封装置内设有取样箱，所述取样箱设置在所述介质床组的管道上。

5.如权利要求1所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，还包括废介质接收容器，其与每个介质床相连，用于收集介质床中的废介质。

6.如权利要求1所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，其特征在于，还包括泵，其与废液储存装置出口相连，用于将废液储存装置中的废液泵送至过滤装置内。

7.一种cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，采用权利要求1-6任一所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统，包括如下步骤：

8.如权利要求7所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，所述待处理废液为经衰变冷却一年左右后的cap系列核电厂超设计基准事故产生的放射性废液，其放射性活度浓度不小于1010bq/l。

9.如权利要求7所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，所述待处理废液中，以硼计，硼酸浓度为2500～2900ppm；以磷计，磷酸三钠浓度为450～500ppm。

10.如权利要求7所述的cap系列核电厂超设计基准事故废液的处理方法，其特征在于，以30bv/h流速运行，装置对目标核素铯、锶、钴和铈单次通过的去污因子不小于100，处理水量达200bv以上。

技术总结
本发明公开了一种CAP系列核电厂超设计基准事故废液的处理系统和方法，属于核电厂放射性废液处理领域。本发明针对CAP系列核电厂超设计基准事故废液的特点，采用紧凑、高效、操作简单、运行维护方便的选择性吸附工艺，形成了适用于高硼酸、高磷酸三钠背景的超设计基准事故废液处理系统，其包括：过滤装置；与过滤装置出口相连的介质床；介质床组设置于密封装置内，密封装置设有入风孔和排风孔，入风孔、排风孔位置处设置迷宫墙结构，且所述密封装置具有核屏蔽作用，入风孔和排风孔的设置解决了实际应用过程中存在的装置灵活性差、辐射防护、衰变热的导出以及废介质排放等工程问题。

技术研发人员：王琪,颜岩,文霞,王鑫,何艳红,朱来叶,周焱
受保护的技术使用者：上海核工程研究设计院股份有限公司
技术研发日：
技术公布日：2024/2/8