核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法
【技術領域】
[0001]本發明屬于核電站蒸發裝置性能驗證領域，更具體地說，本發明涉及一種核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法。
【背景技術】
[0002]核電站在正常運行期間和預期事故工況下會產生大量的含硼放射性廢液，如果將這些廢液全部直接排放到環境中，會給環境帶來極大地輻射危害，過量的硼酸釋放到環境中也會影響動植物的健康。蒸發裝置是采用蒸發工藝處理含硼放射性廢液的裝置，其通過將廢液通過自然循環或強制循環送入加熱器升溫，然后進入蒸發塔汽化分離，最終得到蒸餾液和濃縮液。兩種分離產物中，蒸餾液的放射性和硼濃度極低，可以復用或者監測排放；濃縮液則富集了硼酸和放射性，可以固化或者干燥。為了確保滿足廢液的分離去污要求，蒸發裝置在投入運行前需要進行綜合性能驗證。
[0003]在已知核電站中，蒸發裝置在工程試驗時只會對其長期運行的穩定性進行驗證。由于放射性核素的揮發性遠低于硼酸，因此試驗以硼酸做為目標分離物質，通常是在試驗前配置一定濃度的含硼料液，試驗連續進行50?100小時，試驗期間不發生異常停機，通過對料液的持續蒸發分離，得到蒸餾液和濃縮液。試驗時分別對蒸餾液和濃縮液進行取樣，只要樣品測定結果滿足分離目標要求，同時其他的運行參數也維持在設計范圍內，即認為驗證合格。而對于蒸發裝置的其他綜合性能，如設備的操作彈性、裝置的經濟性等，通常要求在設備出廠前或者裝置研發階段進行驗證。但是，目前的設備供應商卻均沒有標準的試驗方法來對蒸發裝置的這些綜合性能進行全面驗證。
[0004]可見，已知核電站中采用的蒸發裝置綜合性能驗證方法至少存在以下問題:
[0005]I)代表性不足:核電站排出的含硼放射性廢液在反應堆不同壽期情況下的硼濃度是不同的，目前的驗證方法僅能對固定硼濃度的廢液進行蒸發分離模擬，無法驗證蒸發裝置對于不同硼濃度廢液的蒸發分離去污效果，驗證過程與蒸發裝置實際的運行工況存在偏差，因此代表性不足；
[0006]2)資源浪費:驗證期間核電站蒸發裝置的處理能力約為3.5t/h，連續運行穩定性試驗最長進行100h，消耗的除鹽水量約350t，驗證過程中蒸發得到的蒸餾液直接進行排放，造成了大量的浪費；
[0007]3)驗證不全面:已知試驗方法對于新研制的蒸發裝置進行綜合性能驗證的內容和深度不足，未對影響蒸發裝置綜合性能的其他重要因素進行驗證，如:無法測定蒸發裝置的運行能耗，未進行高硼濃度運行試驗，無法測試最佳操作液位等。
[0008]有鑒于此，確有必要提供一種能夠解決上述問題的核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法。
【發明內容】
[0009]本發明的目的在于:提供一種全面、有序、高效、節能、穩定的核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法，以對核電站蒸發裝置的綜合性能進行全面有效地驗證。
[0010]為了實現上述發明目的，本發明提供了一種核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法，其包括以下步驟:
[0011]準備工作:在蒸發裝置的蒸餾液排出管線上增設連接回蒸發裝置進料管線的蒸餾液復用支管;配制合適濃度的含硼試驗料液；
[0012]連續運行穩定性試驗:開啟蒸發裝置，將硼濃度不低于壽期初反應堆堆芯最大硼濃度的試驗料液做為進料液，開始進行試驗;試驗過程中，蒸餾液不對外排放，除小部分返回蒸發塔做為回流液外，大部分都經蒸餾液復用支管循環返回至進料管線，做為進料液進行復用，這使得進料液中的硼濃度持續下降，直至降低為硼濃度不高于壽期末反應堆堆芯最小硼濃度，從而模擬出核電站全壽期排出的不同硼濃度廢液的蒸發分離去污過程;試驗過程中定時對蒸餾液和濃縮液進行取樣，測定硼濃度，以蒸餾液和濃縮液中硼濃度達到目標值做為試驗合格的驗收指標。
[0013]優選地，所述連續運行穩定性試驗的進料液硼濃度包括了從壽期初反應堆堆芯最大硼濃度2500ppm至壽期末最小硼濃度10ppm的持續變化情況。
[0014]優選地，所述準備工作還包括在蒸發裝置的進料管線上設置引入NaOH溶液的管道混合器，并在NaOH進液管線上設置計量栗;連續運行穩定性試驗過程中，進料液先經管道混合器和計量栗將鈉硼比調節至預定值后再進入蒸發裝置，以防止硼結晶。
[0015]優選地，所述連續運行穩定性試驗連續進行時間不低于50小時，以蒸餾液中硼濃度< 2ppm和濃縮液中硼濃度2 40000ppm做為試驗合格的驗收指標。
[0016]優選地，所述連續運行穩定性試驗期間還在預定范圍內調整蒸發裝置的運行參數，以考察蒸發裝置對運行參數的敏感性。
[0017]優選地，還包括裝置能耗測定試驗；裝置能耗測定試驗通過測量試驗期間的熱源消耗量和試驗時蒸發塔內產生的二次蒸汽量，來計算產生單位質量二次蒸汽所需要消耗的能量，從而評估蒸發裝置的經濟性。
[0018]優選地，所述準備工作還包括在蒸發裝置的料液循環升溫回路的加熱器熱源處設置計量表，和在蒸發塔頂部出口的蒸汽排出管線上設置蒸汽流量計;裝置能耗測定試驗的熱源消耗量利用加熱器熱源處的計量表測定，蒸發塔內產生的二次蒸汽量利用蒸汽排出管線上的蒸汽流量計進行測量。
[0019]優選地，還包括高硼濃度運行試驗;高硼濃度運行試驗時關閉蒸餾液復用支管，使蒸餾液從復用改為對外排放，并繼續向蒸發裝置進料，使得塔釜中所累積的濃縮液的硼濃度不斷提高，蒸發裝置在高硼濃度條件下運行;試驗過程中定時對蒸餾液進行取樣，測定硼濃度，以蒸餾液中的硼濃度做為最終驗收指標。
[0020]優選地，所述高硼濃度運行試驗時，進料液中的硼濃度為lOOOppm。
[0021]優選地，所述高硼濃度運行試驗需在高硼濃度條件下繼續運行不低于15小時，以蒸饋液中硼濃度< 2ppm做為最終驗收指標。
[0022]優選地，還包括最佳操作液位試驗;最佳操作液位試驗時，蒸餾液不復用且停止進料，試驗過程中使蒸發塔塔釜中的液位維持在不同的高度，并且在每個液位時運行一定時長，以蒸餾液中硼濃度最低做為判斷最佳操作液位的指標。
[0023]優選地，所述最佳操作液位試驗所選取的液位至少包括位于塔釜循環進料口以上、半淹沒塔釜循環進料口以及位于塔釜循環進料口以下三種情況。
[0024]優選地，所述最佳操作液位試驗在每個液位的運行時長不小于5小時，且至少每小時對蒸餾液進行取樣測定硼濃度。
[0025]優選地，還包括裝置能耗測定試驗、高硼濃度運行試驗和最佳操作液位試驗;裝置能耗測定試驗與連續運行穩定性試驗同步進行，高硼濃度運行試驗在連續運行穩定性試驗后進行，最佳操作液位試驗在高硼濃度運行試驗完成后進行。
[0026]與現有技術相比，本發明核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法模擬出了核電站全壽期范圍內含硼放射性廢液的分離去污需求，從最嚴苛的條件驗證了蒸發裝置連續運行的穩定性，因此，試驗合格的蒸發裝置能夠在核電站里長期穩定地運行，有效避免了頻繁維修給運行人員帶來的額外輻射劑量。
【附圖說明】
[0027]下面結合附圖和【具體實施方式】，對本發明核電站蒸發裝置的綜合性能驗證方法及其有益技術效果進行詳細說明。
[0028]圖1為核電站蒸發裝置的結構示意圖。
[0029]圖2為進行