三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

白 玉

（中核辽宁核电有限公司，辽宁 葫芦岛 125100）

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

白 玉

（中核辽宁核电有限公司，辽宁 葫芦岛 125100）

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前，必须进行处理，从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上，各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和AP1000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究，归纳和总结出它们在废液分类、收集方式，废液处理原则，采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性，从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价，证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。

压水堆；核电厂；放射性废液；CPR1000；WWER-1000；AP1000

压水堆核电厂在各种运行工况下，都会产生一些放射性废物，按自然形态区分，包括液态、气态和固态放射性废物。为了保护环境免受放射性污染，防止对工作人员和周围居民造成过量的放射性辐照，所有放射性废物在排放到环境和最终处置前，必须经收集和处理。使其各项指标达到国家法律、法规和标准的要求。

国内压水堆核电厂由于所采用的技术路线不同，对于放射性废液处理系统的设计思路也有所差异，文章将取比较有代表性、在国内应用比较广泛的的CPR1000、WWER-1000和AP1000机组进行逐一分析。

1 核电厂液态流出物排放技术要求

核电厂液态流出物排放应符合国家标准的强制要求，具体包括：

1）核电厂液态流出物排放系统的设计和运行以及核电厂放射性液态流出物排放的管理应满足GB 18871—2002[1]的要求，遵循“辐射防护最优化”和“废物最小化”的原则。

2）核电厂放射性液态流出物向环境排放应采用槽式排放，从而确保液态流出物在排放前进行充分地衰变、搅混和取样，取样结果不满足排放要求的，从贮槽送回系统进行再次处理。对于每一个排放系统，应设置2个足够容量的贮存排放槽和至少1个备用贮存排放槽。排放的放射性总量应符合GB 6249—2011[2]。国标规定，对于3 000 MW热功率的反应堆，每堆液态流出物年排放总量的控制值如表1所示，对于热功率大于或小于3 000 MW的反应堆，应根据功率对表1控制值进行适当调整。

表1 轻水堆核电厂液态放射性流出物控制值Table 1 Control value of radioactive effluent for LWR nuclear power plant

3）对于滨海厂址，系统排放口处除氚、碳-14外，其他放射性核素的总排放浓度上限为1 000 Bq/L。排放口应设置在线监测仪表，且报警阈值不应超过控制值的5倍；

4）对于滨海厂址，液态流出物应与循环冷却水混合后离岸排放，超过排放浓度限值的放射性液态流出物，不得采用稀释方法排入电厂排水渠。

2 放射性废液处理方式

2.1 CPR1000核电厂放射性废液处理方式[3]

2.1.1 可复用废液的处理方式

CPR1000核电厂对于放射性废液的分类包括可复用废液和不可复用废液。分别采取不同的收集、处理方法。可复用废液由硼回收系统TEP系统进行处理，废液是来自化容系统RCV和核岛排气和疏水系统RPE的含氢反应堆冷却剂。

可复用废液处理方法如图1所示：TEP的前置贮存、过滤除盐和除气子系统设有2个独立系列，各服务于一台机组，有连接管道可相互备用，其余部分为两台机组共用。

过滤器为细网眼机械过滤器；除盐装置由阳床和混床组成。阳床用以去除阳离子杂质，并对铯具有高选择性能和较好的拦截能力。混床具有较彻底地去除弱碱性阴离子（如碲和钼）的能力。脱气装置用来去除溶解在排出液中的氢、裂

变气体和其他气体，采用热力除气法，热源来自辅助蒸汽。

图1 CPR1000核电厂可复用废液处理流程图Fig.1 Processing flow of reusable liquid waste in CPR1000 nuclear power plant

蒸发装置的作用是通过热力蒸馏的方式，将可复用的一回路排水分离成硼含量低于5×10-6，氧含量低于0.1×10-6的蒸馏水和硼含量为7 000×10-6的浓硼酸溶液，分别送往蒸馏液和浓缩液监测槽，取样合格后可以重复利用。蒸发装置的热源来自辅助蒸汽。

2.1.2 不可复用废液处理方式

不可复用废液由废液处理系统TEU进行处理，废液来自于几部分：

1）工艺排水箱，接收不能回收的一回路冷却剂的泄漏水、设备疏排水、树脂冲洗水、TEP系统不能回收的浓缩液和固体废物处理系统废树脂清洗水等。

2）地面排水箱，接收地面疏排水和洗衣房排水。

3）化学排水箱，接收化学取样和实验室废水。

TEU为上述废液提供独立的前端贮存、检测和处理。TEU将高放废液与低放废液分开处理，低放废液可经过滤后直接排放，而高放废液的化学含量低时，经过除盐处理，如果化学含量高，则进行蒸发浓缩，蒸发器的工作原理和TEP系统相类似，浓缩液送往固体废物处理系统（TES）固化和装桶。TEU系统包括六个单元：前贮存单元、化学中和单元、蒸发净化单元、除盐净化单元、过滤净化单元、监测排放单元，为两台机组共用。

化学中和单元由两套相同的装置组成：一个用作酸中和，另一个用作碱中和。采用的分别是硝酸和氢氧化钠溶液。氢氧化钠溶液可以保证废液在蒸发器中蒸发浓缩后，常温下不致结晶。硝酸和氢氧化钠溶液用于调节废液贮存箱中的酸碱度，从而增加浓缩液的溶解度，改善废液的质量，以利于水泥固化；同时，可以为直接排放的废液调节pH，使其在可接受的排放限值（pH为6.0～9.0）以内。

2.2 WWER-1000核电厂放射性废液处理方式[4]

2.2.1 可复用废液的处理方式

WWER-1000核电厂的可复用废液由一回路冷却剂处理系统（KBF）来进行处理，KBF系统收集并处理核电厂在各种运行工况下从一回路导出的含硼水以及由含硼疏水收集系统（KTC）收集的含硼疏排水，通过蒸发的方法，得到浓度为16 g/kg和40 g/kg的硼酸溶液和可供复用的蒸馏水。可复用废液处理流程如图2所示。由图2可以看出，WWER-1000机组的含硼废液处理方式和CPR1000机组在原理上是一样的，区别在于冷却剂的除气在化容系统完成，可以不通过废液处理系统实现对冷却剂的排气操作。由于除盐床并不参与除气期间的净化，

所以设置在硼浓缩液输送回硼酸贮存箱之前，WWER-1000机组的除盐床为一台阳床、一台阴床设置，且两台机组各有一套一回路冷却剂处理系统。

图2 WWER-1000核电厂可复用废液处理流程图Fig.2 Processing flow of reusable liquid waste in WWER-1000 nuclear power plant

2.2.2 不可复用废液的处理方式

WWER-1000的疏排水系统是按照厂房来进行划分的，收集不含硼或含硼量极低的废液，包括：反应堆厂房特排水系统（KTF），安全厂房特排水系统（KTL），核服务厂房特排水系统（KTT），辅助厂房特排水系统（KTH）。

消防排水、核服务厂房地漏水和洗衣房排水等通常放射性较低，经取样如果达到排放标准，则通过KTT系统直接进行排放，如果无法满足排放标准，则和其他排水一起被送到KPF系统进行处理。KPF系统是地漏水处理系统。

由此可以看出，WWER-1000机组和CPR1000机组在处理不可复用废液的方式上，基本原理是相同的，WWER-1000机组虽然没有在KPF系统将各种废液用单独的储水罐分隔开，但是在各个厂房的疏水系统中已经按照来源进行了区分。为了保证送入蒸发器的废液维持中性或弱碱性，系统设置了添加氢氧化钠的管线，没有添加酸性介质的管线，由于化学试验室可能产生的碱溶液非常有限，可以通过废液稀释调整其pH。

2.3 AP1000核电厂放射性废液处理方式[6]

AP1000核电厂在负荷跟踪期间，一回路不调节硼浓度，通过灰棒组件控制反应堆功率，使电厂的放射性液态流出物大为减少，减轻了放射性废物处理和后期处置的压力。

AP1000核电厂通过WLS系统控制、收集、处理、运输、贮存和处置正常运行及预期运行事件下所产生的液体放射性废物。除了正常使用的固定式处理设备外，考虑到今后技术的发展和对小概率事件放射性处理的要求，WLS提供了与移动式放射性废液处理设备的接口，以确保系统的多重性。另外，AP1000电厂还设计有厂址放射性废物处理设施（SRTF），与单机组处理相比较，其功能更适用于整个厂址的废物处理。

AP1000核电厂产生的放射性废液，都采用不复用的处理方式，但是，对于不同类型的废液，处理过程有所不同[5]。

2.3.1 反应堆冷却剂系统废液

反应堆冷却剂系统的含硼和氢的废液来自于反应堆冷却剂系统的疏水箱和化容系统的下泄流，废液在进入暂存箱前通过放射性废液系统的真空除气器进行除气。废液暂存箱内液体可再循环和取样，经过化容系统补给泵返回反应堆冷却剂系统，或经过滤和离子交换除盐后监测排放。

尽管我国没有限制硼排放的要求，但是，以辽宁徐大堡核电AP1000项目为例，《辽宁省污水综合排放标准》明确规定硼排放限值为2×10-6。以一回路最大硼浓度进行计算，当一台机组循环水系统运行时，核电厂总排放口硼浓度约为0.14×10-6；而在两台机组循环水系统运行时，此浓度为0.07×10-6，均远低于2×10-6的硼排放限值要求。

2.3.2 地面疏水和其他含高悬浮颗粒物的废液

来自可能受污染的地面疏水地坑的废液和其他含高颗粒物的废液收集在废液暂存箱中，它的处理方式和反应堆冷却剂废液的处理方式相同。

2.3.3 洗涤剂废液

洗涤剂废液通常不适用于离子交换方法处理。洗涤剂废液收集在洗涤废液箱内，通常活度较低，可不经处理直接排放。如果有必要处理时，洗涤剂废液由特殊的移动式箱体送往厂址废物处理设施（SRTF）或由SRTF的移动式设备来处理。

2.3.4 化学废液

进入化学废液箱的化学废液量较小，这些废液通常只需收集而不进行处理。在化学废液箱中添加化学试剂用以调节pH或其他化学性质。若化学废液放射性浓度能满足排放要求，则将其中和后送入监测排放管线进行排放。若不满足，则将其送往SRTF进行处理。

3 对比分析

3.1 设计差异

通过本文的介绍，可以看出针对上述三种技术路线的核电厂，在放射性废液处理方法上是有所不同的，其区别汇总于表2。

3.2 放射性物质排放的比较

由表3可以看出，AP1000核电厂虽然不复用放射性废液，但是由于正常运行期间废液产生量较小，所以放射性物质的排放量并不高，部分核

素的排放量相对还要低一些。

表2 三个核电厂放射性废液处理系统的比较Table 2 Comparison of liquid radioactive waste processing systems in three nuclear power plants

表3 三个核电厂年度放射性物质排放比较Table 3 Comparison of the discharge amount of radio-nuclides in three nuclear power plants

3.3 湿废物产生量的比较

由表4可以看出，AP1000核电厂由于不产生蒸发浓缩液，湿废物产生量明显低于WWER-1000和CPR1000。此外，WWER-1000和CPR1000核电厂蒸发装置的日常维修活动也会增加额外的干废物。

表4 三个核电厂年度湿废物产生量比较Table 4 Comparison of annual wet waste production in three nuclear power plants

4 结论

随着核电技术发展到第三代，对于放射性物质的控制和排放也提出了更高的要求，先进轻水堆用户要求文件已经不允许使用蒸发处理技术，特别期望改变原有的处理系统，这在美国已成为主流趋势。AP1000负荷跟踪期间不调硼的设计、过滤加净化的放射性废液处理方式和厂址废物处理设施的设置，明显减少了废物产生量，同时也简化了高放射性系统和设备，降低了人员辐照，集中处置方式提高了效率，代表了核电厂放射性废液处理方式新的发展方向。

[1] GB 18871-2002，中华人民共和国国家标准. 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S].（GB 18871-2002, National Standards of the People’s Republic of China. Basic Criteria for Ionization Radiation Protection and Radiation Source Safety[S].）

[2] GB 6249-2011，中华人民共和国国家标准. 核动力厂环境辐射防护规定[S].（GB 6249-2011, National Standards of the People’s Republic of China. Provisions on Environmental Radiation Protection for Nuclear Power Plants[S].）

[3] 贺禹，濮继龙，高立刚，等. 900 MW压水堆核电站系统与设备[M]. 北京：原子能出版社，2005.（HE Yu, PU Ji-long, GAO Li-gang, et al. Systems and Equipment of 900 MW PWR NPP[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2005.）

[4] 蒋国元，顾颖斌，孙明生，等. WWER-1000核电站系统与设备[M]. 北京：原子能出版社，2009.（JIANG Guo-yuan, GU Ying-bin, SUN Ming-sheng, et al. Systems and Equipment of WWER-1000 NPP[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2009.）

[5] 林诚格，郁祖盛. 非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.（LIN Cheng-ge, YU Zu-sheng. AP1000 Advanced Passive Plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2008.）

[6] 顾军，缪亚民，蔡竹平，等. AP1000核电厂系统与设备[M]. 北京：原子能出版社，2010.（GU Jun, MIAO Ya-min, CAI Zhu-ping, et al. Systems and Equipments of AP1000 Nuclear Power Plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2010.）

Design Difference of the Liquid Radioactive Waste Processing Systems in Three Nuclear Power Plants in China

BAI Yu
（CNNC Liaoning Nuclear Power Co.，Ltd.，Huludao of Liaoning Prov. 125100，China）

Liquid radioactive waste generated during startup, shutdown and power operation shall be processed before it can be discharged to ensure that it would not bring adverse impact on the public and environment. Domestic nuclear power plants, either in service or under construction, all abide the legal and regulatory requirements for discharge of effluents strictly. Based on this principle, every plant has its own design of the liquid radioactive waste processing system. CPR1000, WWER-1000 and AP1000 are the most representative where the above system is wildly used nuclear power plants in China. By making an intensive study of the radioactive liquid waste processing systems of them, the similarities and differences about the classification, collection, processing principle, facilities, equipments and process flow can be

pressurized water reactor; nuclear power plant; liquid radioactive waste; CPR1000; WWER-1000; AP1000

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0086-06

TM623

A

1674-1617(2014)01-0086-06

2013-12-12

白 玉（1979—），男，内蒙古通辽人，工程师，硕士，主要从事核电厂运行工作。

found, based on which the advantage and disadvantage of three kinds of design are illustrated. By analyzing the annual discharge of radioactive nuclides, the production of wet waste and radiation exposure to the workers, the superiority of AP1000 can be proved.