一种核电厂废液处理装置的性能验证方法制造方法及图纸

本发明专利技术提供一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，包括：进行正交试验设计，配制预设硼浓度的料液，并填充到装置内；开启热泵蒸发装置，将蒸发塔流出的蒸馏液返回蒸发塔，待二次蒸汽形成的蒸馏液达到预设排放要求后，将其排出暂存；待浓缩液达到预设排放要求时，将其排出暂存，将排出的蒸馏液和浓缩液混合、循环使用；并定期对蒸馏液和浓缩液取样测定硼浓度；然后进行不同浓度进料液试验，同步进行放射性废液热泵蒸发系统的蒸发分离去污性能、节能效果、最优设计参数及运行稳定性的全面测试。本发明专利技术所述的验证方法能降低料液浪费及设备成本，同时缩短首次浓缩时间，同步进行多方面测试，试验效率更高。

【技术实现步骤摘要】
一种核电厂废液处理装置的性能验证方法
本专利技术属于核电厂废液处理
，具体涉及一种核电厂废液处理装置的性能验证方法。
技术介绍
核电厂在正常运行期间或事故工况、检修操作下会产生大量含硼的放射性废液，如工艺废液、化学废液和冷却剂废液等。含硼的放射性废液如果直接排放，会对环境造成严重危害。目前核电厂常用的废液处理方法是采用普通蒸发工艺将废液进行处理。而核废液处理比较先进的处理方法是热泵蒸发放射性废液处理技术，近年来，热泵蒸发由于其优越的节能降耗效果成为放射性废液处理技术的研究热点。热泵蒸发处理放射性废液是利用压缩机对蒸发器自身产生的二次蒸汽进行再压缩，将低品位的蒸汽经压缩机的机械做功提升为高品位蒸汽，再用它来对系统的原料液加热蒸发。但目前热泵蒸发放射性废液处理技术，包括放射性废液的基本物性研究，工艺、设备及自动化控制的设计及耦合优化等都不够成熟，普遍缺乏系统深入的试验研究及长期运行经验。对于核工业来讲，出于辐射风险的考虑，所采用的技术的安全可靠性要优先于技术的先进性。核工业中只有经过工程或试验验证的成熟、安全、可靠的技术才可进入工程实际应用。因此，亟需一套放射性废液热泵蒸发装置的性能测试方法，以全面系统地深入指导、优化及验证装置的工程设计，加快推动热泵蒸发技术在核工业的应用进程。在核废液处理中，对于含有高浓度硼酸的化学废液，在蒸发处理后分离成蒸馏液和富集硼与放射性核素的浓缩液，蒸馏液浓度达标后可直接送至排放系统，浓缩液送至固体废物处理系统进行水泥固化处理。对于低浓度硼酸的堆冷却剂废液，经过处理后得到合格的核级补给水和核级复用硼酸，其中核级补给水即为生成的蒸馏液，复用硼酸即为产生的硼浓度为7000ppm左右的浓缩液。在现有的核电厂蒸发装置的工程项目验收试验中，只会对其长期运行的稳定性进行验证。由于放射性核素的相对挥发度远低于硼酸，因此在验收试验中通常以硼酸浓度作为装置性能试验的验收标准。现有技术中在已知对核电厂中放射性废液蒸发装置的性能验证方法至少存在以下问题：1)资源浪费，经济性不好：以试验中蒸发装置处理能力为1t/h为例，若对系统及装置长期运行的稳定性进行验证，试验时间为100h，则需配制料液量至少为100t；若试验中产生的蒸馏液和浓缩液直接排放，将造成大量浪费、增加后续处理任务；2)说服力不足：核电厂在不同时期排放的放射性废液中硼浓度是不同的，现有的工程验收仅对固定硼浓度的料液进行蒸发分离去污效果验证，而无法得到不同硼浓度料液的蒸发分离效果；已有公开的蒸发装置的验证方法中将产生的蒸馏液返回至进料管中，使得进料液的浓度持续降低，无法将某个进料浓度稳定一段时间，所获得的分离数据未考虑系统响应时间，且无法获得同一浓度下的多组重复试验数据。根据蒸发分离工作原理，蒸馏液因雾沫夹带导致其浓度会随浓缩液浓度升高而升高。因此，应该在最严苛工况下，即蒸发塔内浓缩液浓度最高时取样检测蒸馏液浓度，才能充分说明蒸发塔的分离去污性能。而现有技术中对此最严苛工况下的蒸发分离去污性能的测试验证关注不足。因此现有方案数据可靠性不足，试验验证方法与核电厂实际运行工况存在偏差，代表性和说服力不足；3)首次浓缩时间过长、试验验证不全面：现有技术中已公开的试验方法的试验周期时间很长，浓缩液首次达标就需要100多小时，尤其是对于负压蒸发系统，蒸发回路容积较大，时间会加倍延长，资源浪费，经济性不好的问题会更加突出，比如若蒸发装置的回路中废液容积为4.5m3，浓缩液首次达标就需要220多小时；在有限时间的验证试验中，会减少可获得的蒸发处理试验的有效数据点。4)具体实施困难：在现有的蒸发装置的验证方法，进料浓度持续变化，则调节钠硼比需要加入的氢氧化钠的量也是时时变化的，是时间的指数函数，因此很难可靠地实现精准调节；测试最优液位时，若蒸馏液不重复利用而停止废液进料，则试验目标液位是不可能维持住稳定的，而且若没有料液补入，蒸发塔内浓缩液及蒸馏出的蒸馏液浓度自然会越来越高，如此，不同液位下的检测结果是不具有可比性的。同时，现有方法未考虑更有深度、更全面综合的性能验证，如最优操作条件验证等。现有技术中设计的试验方法多偏重于围绕性能的验证进行设计，所设计的试验方法无法对性能关键影响因素进行定量对比测试分析，从而无法从工艺操作条件及设备结构方面进行设计优化；此外，所设计的试验方法无法还原放射性废液处理工程设施的实际运行操作控制关键过程，更不能测试控制系统对不同特性的来料或不同运行条件的适用性及可靠性，也就无法进行控制与工艺及设备的耦合优化设计。
技术实现思路
为了解决现有技术中存在的对核电厂放射性废液蒸发装置的性能验收方法耗时长、验证不全面，说服力不足和资源浪费，经济性不好的技术问题而完成了本专利技术。解决本专利技术技术问题所采用的技术方案是：本专利技术提供一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，包括：设定有重复试验的正交试验表确定每组试验的试验次数及操作条件；配制两种预设浓度的含硼模拟料液：分别为二次浓缩液模拟料液和核设施寿期初废液模拟料液，以分别模拟二次浓缩液和核设施寿期初废液；向加热器和蒸发塔内填充预设体积和预设浓度的二次浓缩液模拟料液；开启热泵蒸发装置，进行首批蒸馏液生产和首批浓缩液排放，将排出的首批蒸馏液和浓缩液暂存；向蒸发塔中进料，按照所述正交试验表依次进行多组不同浓度料液试验，每组试验中安排多批次蒸馏液生产和浓缩液排放试验，并将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的进料液循环使用；在每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验。进一步的，所述每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验包括：分离去污性能、节能效果、最佳操作条件及运行稳定可靠性测试试验。进一步的，所述正交试验表中包括试验因素及其水平数；所述分离去污性能试验包括：在每批次试验过程，取样检测蒸馏液和浓缩液中的硼浓度，进行分离去污性能试验的定量分析；所述节能效果试验包括：在每批次测试试验中，监测压缩机的耗电量、经压缩机压缩后二次蒸汽的温度和压力、及蒸汽凝结产生的冷凝液流量，进而计算每批次试验中回收的热量与所消耗的电能，得到蒸发系统的制热系数，进行节能效果的定量分析；所述最佳操作条件试验包括：根据正交试验表中所列试验因素及其水平数改变蒸发系统操作条件，以测试各试验因素不同水平数下的蒸发分离去污性能，通过对试验结果的分析获得最优设计参数；所述运行稳定可靠性测试试验包括：将试验过程总运行时间超过设定时间，以测试蒸发系统的运行稳定可靠性。进一步的，所述设定有重复试验的正交试验表确定每组试验的试验次数及操作条件包括：选取试验因素，设定各试验因素的水平数；以净化系数或去污因子作为评估指标，根据试验因素设定有重复试验的正交试验表，确定每组试验的试验次数及操作条件；所述试验因素包括：蒸发塔填料高度、回流比、汽化率、液位和处理量。进一步的，所述方法还包括：通过调节进料流量改变处理本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，其特征在于，包括：/n设定有重复试验的正交试验表以确定每组试验的试验次数及操作条件；/n配制两种预设浓度的含硼模拟料液，分别为二次浓缩液模拟料液和核设施寿期初废液模拟料液，以分别模拟二次浓缩液和核设施寿期初废液；/n向加热器和蒸发塔内填充预设体积和预设浓度的二次浓缩液模拟料液；开启热泵蒸发装置，进行首批蒸馏液生产和首批浓缩液排放，将排出的首批蒸馏液和浓缩液暂存；/n向蒸发塔中进料，按照所述正交试验表依次进行多组不同浓度料液试验，每组试验中安排多批次蒸馏液生产和浓缩液排放试验，并将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的进料液循环使用；在每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验。/n

【技术特征摘要】
1.一种核电厂废液处理装置的性能验证方法，其特征在于，包括：
设定有重复试验的正交试验表以确定每组试验的试验次数及操作条件；
配制两种预设浓度的含硼模拟料液，分别为二次浓缩液模拟料液和核设施寿期初废液模拟料液，以分别模拟二次浓缩液和核设施寿期初废液；
向加热器和蒸发塔内填充预设体积和预设浓度的二次浓缩液模拟料液；开启热泵蒸发装置，进行首批蒸馏液生产和首批浓缩液排放，将排出的首批蒸馏液和浓缩液暂存；
向蒸发塔中进料，按照所述正交试验表依次进行多组不同浓度料液试验，每组试验中安排多批次蒸馏液生产和浓缩液排放试验，并将同一批次试验排放出的蒸馏液和浓缩液混合，混合后生成与当前试验进料液相同浓度的料液，作为该组试验的进料液循环使用；在每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验。


2.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述每批次试验过程中同步进行蒸发装置的多种测试试验包括：分离去污性能、节能效果、最佳操作条件及运行稳定可靠性测试试验。


3.根据权利要求2所述的性能验证方法，其特征在于，
所述正交试验表中包括试验因素及其水平数；
所述分离去污性能试验包括：在每批次测试试验中，取样检测蒸馏液和浓缩液中的硼浓度，进行分离去污性能试验的定量分析；
所述节能效果试验包括：在每批次测试试验中，监测压缩机的耗电量、经压缩机压缩后二次蒸汽的温度和压力、及蒸汽凝结产生的冷凝液流量，进而计算每批次试验中回收的热量与所消耗的电能，得到蒸发系统的制热系数，进行节能效果的定量分析；
所述最佳操作条件试验包括：根据正交试验表中所列试验因素及其水平数改变蒸发系统操作条件，以测试各试验因素不同水平数下的蒸发分离去污性能，通过对试验结果的分析获得最优设计参数；
所述运行稳定可靠性测试试验包括：将试验过程总运行时间超过设定时间，以测试蒸发系统的运行稳定可靠性。


4.根据权利要求1所述的性能验证方法，其特征在于，所述设定有重复试验的正交试验表确定每组试验的试验次数及操作条件包括：
选取试验因素，设定各试验因素的水平数；以净化系数或去污因子作为评估指标，根据试验因素设定有重复试验的正交试验表，确定每组试验的试验次数及操作条件；
所述试验因素包括：蒸发塔填料高度、回流比、汽化率、液位和处理量。


5.根据权利要求4所述的性能验证方法，其特征在于，所述方法还包括：
通过调节进料流量改变处理量；通过调节正常回流管线的开度调整回流比；通过调节循环管内的料液的循环量调节汽化率；在蒸发塔不同填料高度处设置回流口，通过切换蒸馏液正常回流口的位置调节蒸发塔填料高度。


6.根据权利要求4所述的性能验证方法，其特征在于，所述试验因素还包括塔釜液位高度；
在进行塔釜液位高度的测试试验时，待当前液位高度测试试验结束后，停止进料，将蒸发塔中的蒸...

【专利技术属性】
技术研发人员：张志银，高瑞发，叶欣楠，张川，王艺霖，李敏，赵瀛，刘佳惠，刘金玲，王成伟，马艳玲，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：北京;11