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如何管理核电厂老化现象

时间:2011年07月07日 10:15  来源:互联网  已被浏览9次  评论0

  **第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。

  所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。

  1**第二核电厂废物流管理程序

  **第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循**第二核电厂的管理程序。

  为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,**第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序。

  2三废处理方法和系统运行管理

  **第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法,含氢废气采用贮存衰变法降低其放射性,废液根据其所含化学成分和放射性水平采取蒸发、过滤或除盐方法,固体废物一般用水泥固化,对于低计量率的废树脂和可压缩固体废物则压缩在标准金属桶中。三废处理系统的运行经历了1号机组一个完整的燃料循环周期,运行实践证明,三废处理系统有能力收集、处理和排放两个机组运行时的正常废物流,特别是含氢废气处理系统,在运行人员和调试人员的共同努力下,使废气的产生量大大低于设计值。

  2.1放射性废气处理系统

  放射性废气处理系统根据废气成分的不同分为含氧和含氢废气处理子系统。含氢废气来自一回路冷却剂容器的排气和硼回收系统脱气塔的排气,含氢废气处理系统通过贮存衰变的方法降低其放射性。试运行以来系统运行良好,未发生任何异常的废气排放。实践表明,含氢废气的产生主要是机组达到冷停堆状态期间的扫气和从冷停堆启动时的排气,这些气体几乎占全年废气产生量的50,而且废气的产生速率较大。因此合理计划扫气程序和有效控制扫气过程是减少含氢废气量的首要措施。**第二核电厂在1号机组第一次停堆换料期间合理地进行了一回路冷却剂系统和相关系统的扫气,使吹扫过程尽可能少产生不必要的废气。

  含氢废气系统是两个机组共用的,它的设计不考虑两个机组同时进行冷启动或冷停运工况,一旦出现这种工况,对现有的含氢废气处理系统构成威胁,所以如何有效控制扫气量显得尤为重要。因此在主回路氮气吹扫时必须控制吹扫流量、持续时间和间隔时间,以便在充分吹扫的前提下尽可能产生较少的废气。

  各压水堆核电厂的运行资料显示,在烟囱向环境释放的废气中,连续排放所占的放射性比例最大,占90以上,安全壳排放和含氢废气处理系统排放的放射性仅占总量的3和2。因此,控制气体放射性向环境的释放首先应考虑降低包括反应堆厂房在内的各厂房中空气的剂量率。

  2.2放射性废液处理和排放系统

  废液处理系统是两个机组共用的,为核岛疏水排气系统来的不可复用的废液提供独立的前端贮存、监测和处理功能。来自核岛疏水排气系统的废液按其放射性和化学成分的不同分别收集在工艺废水贮槽、地面废水贮槽和化学废水贮槽。对工艺废水一般采取除盐处理,地面废水一般经直接过滤后排往废液排放系统,化学废水进行蒸发处理,蒸馏液经检测合格后排往废液排放系统,浓缩液送往固体废物处理系统水泥固化。

  **第二核电厂1号机组投运后的一年里,三废处理系统经历了各种运行工况,实践证明,系统运行稳定,有足够的能力接收和处理各类不可复用的废水。废液处理系统一年所处理的三类废水量中,工艺废水、化学废水和地面废水的废水量分别占年设计量的31.5、46.1和77.1。

  三废系统的年设计处理能力远大于年设计废水接收量,即使来水量偏大,系统仍有足够的能力处理一定的过量废水。当放射性远大于废水排放标准时必须采取必要的措施,以便在满足处理能力的前提下尽可能减少固体废物的产生,此类现象一般发生在停堆大修初期。在此期间,工艺废水由于一回路设备和系统的疏水使放射性明显大于功率运行期间工艺废水的放射性,地面废水的放射性很可能超过排放标准,化学废水的接收量和放射性与平时基本一致。因此,在此期间更要合理计划三类废水的处理路线,由于压水堆冷却剂中含有较高浓度的硼,且停堆以后达到最大值,冷却剂的疏水和泄漏同时使工艺废水放射性升高和硼浓度增加,如果将这时的废水蒸发处理,则产生较多的浓缩液,从而增加了固体废物的体积,因此在一个燃料循环周期的换料大修前最好更换除盐床,以便尽可能通过除盐床循环处理。地面废水来水量相对较大,功率运行期间放射性均低于排放标准,但换料大修初期少量的放射性废液都会污染地面废水,给废水处理带来困难,因此要从核电厂放射性管理目标值来确定处理方案。一般情况下,核电厂每月排放的放射性远低于管理目标值,当地面废水的放射性超标不严重时(例如15MBq/m3),可以考虑有计划地向废液排放系统排放,避免地面废水进行蒸发而引起蒸发单元系统故障和浓缩液成分的复杂化。

  核岛废液排放系统为核电站产生的核岛废液提供贮存、监测和排放能力,并能控制排放体积和排放流量。该系统收集的废液主要来自硼回收系统、废液处理系统、蒸汽发生器排污系统、核岛疏水和排气系统、放射性污水回收系统等。

  **第二核电厂通过液态途径排放的放射性远低于国家批准的年排放限值,全年放射性废液中除氚以外的放射性排放量占年排放限值的1.1,氚排放量占年排放限值的13.7,排放废液的放射性比活度均控制在管理限值以下。

  2.3放射性固体废物处理系统

  放射性固体废物处理系统收集两台机组产生的各类放射性固体废物,并将其贮存衰变、分拣、压缩、水泥固化、整备和中期贮存,使其满足最终处置的需要。

  固体废物按其来源和特性可分为工艺废物和服务废物(也称技术废物),工艺废物包括废树脂、浓缩液、过滤器芯子、通风过滤器、碘吸附器废活性炭、地坑淤泥和废弃的设备部件等,采用水泥固化和固定的方法将其包装;服务废物主要是可压缩的杂项废物,一般压缩打包在金属桶中。

  从**第二核电厂年废物桶的数量来看,金属桶是废物的主要来源,但从废物的体积来看,水泥桶所占的废物体积远大于金属桶。因此,决定废物最终体积的是工艺废物所产生的水泥桶,而且这类废物只能进行最终处置,而不能通过现有途径改变其形态。因为水泥固化法使初始固体废物增容,而金属桶的压缩打包使可压缩废物减容,而且金属桶的废物还可采取超级压缩或焚烧的方法达到进一步减容的目的。因此,降低工艺废物的产生量是固体废物管理的首要任务,其次是服务废物,这部分废物中的大部分可作为工业废物处理。

  3实施三级管理、全员参与的放射性废物管理体系

  三废管理的实际效果是衡量核电厂营运水平的一项重要指标,减少三废排放不仅降低了核电运行成本,也减少了对周围环境的污染。

  核电厂产生的放射性废物量首先取决于主工艺系统和三废处理工艺系统,其次取决于三废管理,一个核电厂运行以后的废物量取决于后者。因此,**第二核电厂成立了三级管理、全员参与的废物管理体系。

  从事放射性工作的任何个人都有可能产生放射性工艺废物和服务废物,三废治理不仅仅是管理层的任务,更需要从事放射性工作的全体人员,他们是废物的直接产生者、整备者和处理者;同时,他们需要获得废物流的管理措施和管理目标,而这些管理措施和管理目标值需要三废管理工作者根据国家法规和标准、机组运行状况和参考电站的运行经验,在总结实践经验的基础上合理制定。所以,核电厂的三废管理应实施三级管理、全员参与的放射性废物管理体系:

  一级:由电厂生产副经理和相关处室负责人组成辐射防护委员会的决策层,负责三废治理方面的总体政策,督促各处室二级管理层的工作,及时传达国家、总公司和地方在三废治理方面的法规、标准或精神。

  二级:由各相关专业或科室(包括三废运行、辐射防护、化学和物理分析、机械维修、服务科、核清洁)负责人组成,二级人员是三废治理的主要力量。

  三级:由现场运行人员、维修处服务科以及核清洁和放射性监测人员组成,是现场三废治理工作的直接参与者和监督者。每个运行值应指定专人负责三废系统的运行监督和设备的及时维修与跟踪。核清洁人员按三废管理大纲的要求监督维修活动中的服务废物。

  全员参与是三废治理的宗旨,只有从事放射性工作的全体人员从思想上认识减少废物的重要性并从自身做起,三废治理工作才会真正有效。

  4贯彻ALARA原则,减少放射性源项

  放射性是核电厂废物的特点,废物流中放射性活度和放射性废物量的控制应遵循合理、可行、尽量低的(ALARA)原则,在满足辐射防护和环境保护的条件下,核电厂三废处理系统的运行和管理成本应尽可能低。

  首先应严格执行已生效的管理程序、运行规程和临时运行指令,保证系统运行安全、稳定;其次要合理管理废物流,尽可能减少废物量。**第二核电厂初步采取以下措施来减少放射性固体废物的产生量。

  工艺废水收集一回路设备的疏排水,含硼量较高,且放射性大于排放标准(3.7MBq/m3),这样的废水经树脂床循环处理后可通过监测槽排放到TER贮槽,若将其蒸发,势必产生大量浓缩液,造成固体废物处理和处置成本的增加。

  树脂床的反洗也是减少废物量的重要措施之一。实践证明,除盐床的失效首先表现为床层压降超过了运行限值,如果立即更换,将产生大量废树脂,从而增加了打包废物。因此必须采用有效的反洗方法来降低床层压降,使除盐床继续投入使用,直到床层穿透失效或床层反洗无效时更换新树脂。(风险管理世界网-安全员之家)

  过滤器装桶方式的修改也可以降低最终固体废物的体积。按照设计规范,一个水泥桶只固化一个水过滤器芯子,结果产生较多的水泥固化废物。**第二核电厂已通过多次试验和装桶改造,现已实现了一桶多芯的打包方法,从而实现了废物减容的目的。

  通风过滤器也是核电厂的一大类固体放射性废物,可以采用过滤介质和框架分离的方法,过滤介质是可压缩废物,可根据其表面剂量率将具有放射性的废物压缩装桶,其它则作为工业废物处理。

  固体废物的分拣和预处理也是减少废物量的有效途径之一。控制区产生的许多固体废物不一定都是放射性废物,大多数只是放射性污染废物,可通过去污来降低其表面污染,从而减少废物量。预处理也是近年来各国广泛采用的减容技术,有超级浓缩、超级压缩、高浓度吸附和多功能焚烧技术。随着我国核电事业的不断发展,固体废物的数量和体积将越来越大,这些技术将会得到广泛应用。

  5低、中放固体废物的处理和处置展望

  5.1低、中放固体废物的处理

  随着新的放射性废物处理技术的不断进展,传统的废物处理工艺已不能达到有效减容的目的。如前所述,水泥固化技术使浓缩液和废树脂的体积增大了至少15倍,可压缩且可燃废物的低压压缩不能使废物得到进一步减容。因此许多新型工艺如废树脂热解、浓缩液再处理、多用途焚烧炉和超级压缩等工艺已在低、中放固体废物处理领域得到广泛应用。

  热解工艺通过严格控制耗氧量来分解碳氢有机废物,该工艺用来处理碳氢含量较高的中放废物,如废离子交换树脂、TBP-煤油溶剂等。热解过程的最终产物具有很好的化学稳定性,可经过常规压缩和强力压缩等转型工艺后暂存。

  压水堆核电厂所产生的蒸发浓缩液含有较多的硼酸,根据环境保护与经济性要求,这部分硼酸应尽可能回收再利用。过滤-吸附法是比较理想的处理工艺之一,它用来分离蒸发浓缩液中的放射性核素,使处理后的废液能够直接排放。德国已开发了硼酸回收工艺,其回收的硼酸纯度在99以上,比放大约为100Bq/kg。

  焚烧是理想的处理可燃废物的工艺过程,不论是固体废物还是液体废物,只要是可燃的,就可用该工艺处理,以实现体积减容的目的。焚烧过程的优点是具有较大的减容比。该工艺通过化学的方法去除了废物中的非放部分,从而大大降低了废物的体积;焚烧炉的另一优点是多用性,除了能处理可燃干放射性废物外,还能处理有机液体废物和湿基固体废物,在一定程度上也能处理含水的液体废物,因而大大减少了贮置费用。**第二核电厂投运以来已产生大量可燃废物,每年达60m3(压缩在200l金属桶内),这些废物可通过焚烧进一步减容。

  超级压缩也指高压或超高压压缩,现已得到广泛应用。超级压缩中可使用金属桶或箱型桶,所形成的废物块可再打包装入整个废物包中,并且密封以便长期贮存或处置。一般压缩强度为1000~5000t,产生的废物块密度可达1700kg/m3(中、低压压缩为500~1000kg/m3)。强力压缩可以处理广泛的废物,包括不可燃金属废物。大多数废物(除大量的塑料和橡胶)经强力压缩后,其回弹要比低压压缩小,因为高压压缩中压缩的是装有废物的金属桶,它本身是一个抗反弹的容器。

  5.2低、中放固体废物的处置

  **第二核电厂的中低放固体废物贮存在QT厂房,设计贮存能力为贮存核电厂运行五年所产生的各类废物桶,共计7000m3。根据固体废物的设计年产量,到2010年,低、中放固体废物将达到10000m3;按照实际运行情况,到2010年,两台机组所产生的低、中放固体废物将达到5000m3。随着**第二核电厂3、4号机组的建成投运,固体废物量将增加一倍,到2010年,废物暂存库最多还能贮存两年的固体废物。因此,低、中放固体废物的最终处置问题应尽快列入**核电基地的未来发展计划中,同时必须考虑核电厂投运以来积累的大量可燃废物和废树脂的焚烧或预处理。

  据有关资料,尽管在过去的几年里,国家有关部门对**核电基地放射性废物的最终处置方向进行过多次协商,对华东处置场的选址已进行过多次论证,但直到目前,仍然没有达成一致意见。**地区中、低放固体废物的最终处置已迫在眉睫。选择华东处置场还是西北处置场来处置**地区的废物是目前争论的焦点。选择华东处置场具有运输方便、运输成本低等优势,而且在处置场的选址、建造和营运方面,国内已积累了相当的经验,国外已有成熟的经验,所以华东地区建造中、低放废物处置场是可行而且安全的。

责任编辑:wangbo

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