压水堆核电站废液复用方法及系统与流程

本发明涉及核电站放射性废液处理领域，尤其是一种压水堆核电站废液复用方法及系统。

背景技术：
目前，国内核电站的废液均为处理到符合国家排放标准后向环境排放。请参阅图1，现有的废液处理流程为：经废液处理系统20处理后，进入废液监测槽22进行监测，符合排放标准的经TER系统(核岛废液排放系统)24排入环境26中。但是，随着国家对放射性物质排放管理的日益严格，废液排放已成为部分厂址能否建设核电站的制约因素，为解除此瓶颈，实现废液“零”排放的呼声日益高涨，即需要将处理后的废液进行复用以实现真正意义上的“零”排放。另一方面，随着放射性废液处理技术的发展，通过各种处理技术的合理组合，已完全有能力将废液处理到反应堆补水的水质要求。有鉴于此，确有必要提供一种压水堆核电站废液复用方法及系统来实现废液的复用。

技术实现要素：
本发明的目的在于：提供一种压水堆核电站废液复用方法及系统来实现废液的复用。为了实现上述发明目的，本发明提供了一种压水堆核电站废液复用方法，其包括以下步骤：利用废液处理系统对废液进行处理，并通过废液监测槽对处理后的废液进行质量监测；将经质量监测水质满足乏燃料水池补水要求的废液 作为乏燃料水池的补水送入乏燃料水池中。作为本发明压水堆核电站废液复用方法的一种改进，所述乏燃料水池设有净化回路，净化回路上设置除硼装置，以保证乏燃料水池中的硼浓度在合理范围内。作为本发明压水堆核电站废液复用方法的一种改进，在将废液作为乏燃料水池补水的同时，保留废液向环境的排放途径备用；向环境排放时，废液需要经质量监测满足放射性浓度不超过1000Bq/L的排放要求。为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种压水堆核电站废液复用系统，其包括废液处理系统和与废液处理系统连接而对处理后的废液进行质量监测的废液监测槽，还包括与废液监测槽连接而接收处理合格后的废液作为补水的乏燃料水池。作为本发明压水堆核电站废液复用系统的一种改进，还包括连接于废液监测槽和乏燃料水池之间、为系统提供一定缓冲能力的复用废液贮存槽。作为本发明压水堆核电站废液复用系统的一种改进，所述乏燃料水池与废液监测槽之间有直接连接和经复用废液贮存槽连接两条并列的连接途径。作为本发明压水堆核电站废液复用系统的一种改进，所述乏燃料水池设有净化回路，净化回路上设置有除硼装置。作为本发明压水堆核电站废液复用系统的一种改进，还包括连接于环境和废液监测槽之间的TER系统。与现有技术相比，本发明压水堆核电站废液复用方法及系统将处理后的废液作为乏燃料水池的蒸发补水，由于乏燃料水池的用水量与废液处理量基本持平，因此可实现闭路循环，有效解决了厂址排放条件严苛情况下的废液出路问题。附图说明下面结合附图和具体实施方式，对本发明压水堆核电站废液复用方法及系 统及其有益技术效果进行详细说明。图1为现有压水堆核电站废液处理的流程示意图。图2为本发明压水堆核电站废液复用系统的示意图。具体实施方式为了进行废液复用，申请人对某核电站各系统的用水量进行了分析，其中相对稳定的用水量包括TEP系统(硼回收系统)1m3/月、TEU系统(放射性废液处理系统)4.3m3/月、PTR系统(反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统)300m3/月、TES系统(放射性固体废物处理系统)17.6m3/月，共计322.9m3/月，年用水量约为3875m3；而该核电站实际年废液产生量在3000～4000m3的范围内。可见，各系统的年总用水量与核电站的年废液产生量基本持平，其中，PTR系统在正常运行工况下补偿水池的蒸发损失及污染监测用水的量占了总用水量的93％，是废液复用的关键。可以理解的是，废液处理后作为SED(核岛除盐水分配系统)水的替代并不意味着水质要达到SED水的指标，而是根据具体的功能，达到作为PTR乏燃料水池的补水要求的指标即可。根据乏燃料池水表面的剂量率为10μSv/h，放射性浓度限值如下表：放射性源主要同位素最大允许浓度(GBq/t)A裂变气体133XeMAA＝5.6B卤素131IMAB＝0.4C裂变产物137CsMAC＝0.2D腐蚀产物58CoMAD＝0.2如果放射性核素A、B、C、D以浓度CA、CB、CC、CD同时存在，则其在水中的浓度应按下列方法加以限制：CA/MAA+CB/MAB+CC/MAC+CD/MAD≤1。而废液处理系统处理后废液无裂变气体、卤素，且废液处理的最低要求(国 标)要符合排放的放射性浓度不超过1000Bq/L，即0.001GBq/t。可见，处理后的废液的放射性浓度远低于乏燃料水池允许的放射性浓度限值，完全满足PTR乏燃料池的补水要求；而且，通过废液处理系统的除盐、吸附、反渗透以及有机物去除单元的处理，废液的化学成分也完全可以达到PTR乏燃料池对补水的化学成分要求；另外，乏燃料水池的温度要求为低于50℃，而废液处理系统的废液在监测槽中达到的温度接近于室温，因此温度也符合复用要求。经以上分析可知，核电厂TEU系统处理后带排放的废液，其水量、水质、温度等都符合乏燃料水池的补水要求，因此，本发明将原本全无联系的废液处理系统和乏燃料水池进行有机集成，以使处理合格后的废液能作为乏燃料水池的蒸发补水进行复用，在节约大量除盐水的同时，减少向环境的废液排放量。请参阅图2，本发明压水堆核电站废液复用系统包括废液处理系统60、废液监测槽62、乏燃料水池64、复用废液贮存槽66、TER系统68、净化回路70及除硼装置72。废液监测槽62与废液处理系统60连接，用于对处理后的废液进行质量监测。乏燃料水池64、复用废液贮存槽66、TER系统68分别与废液监测槽62连接：乏燃料水池64根据需要直接接收处理合格后的废液进行补水；复用废液贮存槽66的出入口分别与乏燃料水池64和废液监测槽62连接，其用于在废液处理量大于乏燃料水池64的补水需求量时，将处理后符合复用要求的废液进行暂存，并根据需要将所贮存的废液注入乏燃料水池64，从而为系统提供一定的缓冲能力；TER系统68则与环境74连接，作为废液向环境74排放的路径备用。作为乏燃料水池原有的配套设施，净化回路70的结构和作用保持不变，但在其后增设了除硼装置72，以降低复用对废液硼浓度的要求，即允许复用废液带入一定量的硼，必要时启动除硼装置72以去除硼，从而维持乏燃料水池的硼浓度在要求的范围内。与现有技术相比，本发明将处理后的废液作为乏燃料水池的蒸发补水，由 于乏燃料水池的用水量与废液处理量基本持平，因此可实现闭路循环，有效解决了厂址排放条件严苛情况下的废液出路问题；另外，本发明还在乏燃料水池的净化回路上设置了硼处理装置，从而实现了在不改变乏燃料水池的硼浓度情况下，对硼未达到反应堆补水等级的废液进行复用。根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。