CN103474121B - 核电站放射性废气处理*** - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种核电站放射性废气处理***，包括通过管道依次连接的气体冷却器、气水分离器、保护床、滞留床、放射性监测装置，所述放射性废气处理***还包括有水封管和热氮气源，在所述水封管上方还设置有注水漏斗，所述水封管的一端与所述气水分离器的排水阀下方相连，所述水封管的另一端与排水口相连；所述保护床为硅胶干燥床，所述硅胶干燥床上设置有热氮气吹扫接口，所述热氮气吹扫接口与所述热氮气源相连。本发明有效减少放射性二次废物的产生，节省废物处理和更换新硅胶的运行成本，同时，水封管的加入可以避免正常运行时阀门误动作、投运前阀门未及时关闭以及密封不严所造成的放射性含氢废气泄漏的潜在风险，延长主要设备的使用寿命。

Description

核电站放射性废气处理***

技术领域

本发明涉及核电站放射性废气的处理，更具体的说，涉及一种使用活性炭滞留衰变的核电站放射性废气处理***。

背景技术

核电站堆芯在核裂变反应时会产生放射性核素，如Xe、Kr等，这些裂变产物在包壳破损时会泄漏到反应堆冷却剂中，并随水运动迁移扩散到整个一回路；随着温度、压力的变化，放射性裂变气体会从冷却剂中析出进入气相空间而形成放射性废气，此类废气通常需要处理后才可向环境中排放。

目前，对于上述放射性废气的处理主要采用加压贮存衰变和活性炭滞留衰变两种方式。加压贮存衰变工艺主要包括稳压器卸压箱、反应堆冷却剂疏水箱、容控箱和硼回收***的除气塔等，贮存于回路冷却剂的容器的覆盖气体、吹扫排气和检修排气等的放射性废气经过收集后送入缓冲罐，待缓冲罐到达一定压力后，下游压缩机自动连锁启动，将废气加压输送至衰变箱中进行贮存，通过对Xe、Kr等短寿命核素进行贮存衰变，降低其放射性水平。衰变后的废气经过取样分析达标后，通过电厂通风***向环境排放。

但是，上述工艺将上游废气进行加压贮存，被浓缩后的气体放射性活度浓度大大增高，高压贮存加大放射性泄漏的风险，且增加人员辐射防护和屏蔽的难度和成本；其次，因待衰变废气中氢气浓度较高，长时间高压贮存存在氢爆、泄漏等安全风险，同时增加防火防爆、通风、消防等设计难度和成本；该工艺要求配备相应的加压装置，如压缩机、缓冲罐，这不仅增加了成本和能耗，也使***的运行控制更加复杂；另外，衰变箱体积较大，需占用较多厂房空间。

在活性炭滞留衰变工艺中，上游***产生的废气进入废气处理***后，先经过冷却器进行气体冷却，降低废气温度并去除冷凝出的水分，达到预干燥气体的效果。冷凝出的液体在气水分离器中收集。降温后的废气进入活性炭保护床，在此废气中的水分被进一步去除。活性炭保护床下游为活性炭滞留床，在此废气中Xe、Kr等短寿命核素被吸附滞留，衰变降低其放射性水平。经过放射性活度监测达标后，废气通过电厂通风***向环境排放。

但是，活性炭材料对湿度较为敏感，活性炭在受潮后吸附性能有所降低甚至失效，可能导致废气处理***及上游***停运，故废气湿度控制是影响活性炭寿命和***可用性的关键因素，即使在滞留床上游设有活性炭保护床，对气体冷却器降温后的气体进一步除湿，活性炭仍然会因为吸水容量小而饱和，再生频率较高，并且活性炭对低湿度气体的除湿效果一般。活性炭在失效后需移出设备进行干燥或更换，增加了装卸操作和二次废物的产生量。

同时，气体冷却器下游的气水分离器设有液位控制，排水阀门的启闭与气水分离器内液位信号连锁，液位高时打开下游阀门将水排出，液位低时关闭排水阀门。如阀门故障或人员误操作，容器液体将会被全部排出，则放射性含氢废气可能通过排水管线向***外泄漏。在***停运检修期间，需打开排水阀门将液体排空，如果在恢复***运行前未能及时关闭阀门，同样存在放射性含氢废气泄漏的安全风险。

虽然上述两种处理方式都存在各自的缺陷，但是从***安全性、操作便利性及空间节省等多方面分析，活性炭滞留衰变工艺均要优于加压贮存衰变工艺，但是活性炭在易失效以及失效后需移出设备进行干燥或更换等问题依然影响着活性炭滞留衰变工艺的使用。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于，提供一种使用活性炭滞留衰变的核电站放射性废气处理***，解决活性炭保护床吸水容量小、更换频繁的问题，同时解决气水分离器容易误操作的问题。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，包括通过管道依次连接的气体冷却器、气水分离器、保护床、滞留床、放射性检测装置，所述放射性废气处理***还包括有水封管和热氮气源，在所述水封管上方还设置有注水漏斗，所述水封管的一端与所述气水分离器的排水阀下方相连，所述水封管的另一端与排水口相连；所述保护床为硅胶干燥床，所述硅胶干燥床上设置有热氮气吹扫接口，所述热氮气吹扫接口与所述热氮气源相连。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述放射性废气处理***还包括至少一个取气口，所述取气口与连续取样分析***中气体氧气浓度的氧气浓度测试仪相连。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述放射性废气处理***内维持微正压。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述放射性废气处理***的排放口上设置有止回阀。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述水封管为内部充水的U形弯管或者W形弯管。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述水封管外侧还设置有观测所述水封管内液位的视镜。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述放射性废气处理***还包括有氮气源，所述氮气源分别与所述气体冷却器进气口上游的管路和放射性检测装置出气口下游的管路相连。

在本发明的核电站放射性废气处理***中，所述放射性废气处理***还包括有氮气加热器，所述氮气源流出的氮气经过所述氮气加热器加热后与所述硅胶干燥床的所述热氮气吹扫接口相连，加热后的所述氮气源为所述热氮气源。

本发明的核电站放射性废气处理***，采用可在线再生的硅胶床干燥方式，有效减少放射性二次废物的产生，节省废物处理和更换新硅胶的运行成本，同时，气水分离器的排水阀下方增设水封管，避免正常运行时阀门误动作、投运前阀门未及时关闭以及密封不严所造成的放射性含氢废气泄漏的潜在风险，延长主要设备的使用寿命。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一个实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本发明的核电站放射性废气处理***的结构示意图。

具体实施方式

下面将结合附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

本发明的核电站放射性废气处理***，包括气体冷却器10、气水分离器20、硅胶干燥床30、滞留床40、放射性检测装置50，气体冷却器10与***上游各放射性废气产生源11如核反应堆等连接，气水分离器20、硅胶干燥床30、滞留床40、放射性检测装置50依次通过管路连接于气体冷却器10之后。放射性废气进入气体冷却器10后，通过热交换将气体温度降低，并去除冷凝析出的水分，达到预干燥的作用。冷却后的气体与析出的液体在气水分离器20中分离，分离出的液体从排水口排出，被收集至收集池74后统一处理。气水分离器20的排水阀门下游设置了水封管(图中未示出)，水封管为内部充水的U形弯管或者W形弯管，也可以为其它形状能够形成水封的弯管，在气水分离器20排水时，即使隔离阀未能及时关闭，水封管仍能形成一道水封，防止放射性废气经过此排水管发生泄漏。优选的，水封管为透明管，在水封管的外部还设置有观测水封管内液位的视镜72，如图1中水封管所处部位与视镜72重叠，水封管的进水口与气水分离器20的排水阀门相连，水封管的出水口与收集池74相连，在水封管上方还设置有注水漏斗73，注水漏斗73的出水口与水封管的进水口相连。在***检修时气水分离器20和水封管内的液体都已经排空，在***重新投用前通过注水漏斗73向水封管内注水，并通过视镜72观测液位，保证重新形成水封后再投用，这样即使隔离阀未能及时关闭，水封管仍能形成一道水封，防止放射性废气经过此排水管发生泄漏。

经气水分离器20实现气水分离后，放射性废气进入一台硅胶干燥床30进一步除湿干燥，防止夹带的湿气进入滞留床40，致使滞留床40受潮而性能下降。***运行一段时间后，硅胶因水分的积累而性能下降甚至饱和，如果直接进行更换，则废硅胶需作为放射性废物进行处理，增加了装卸操作、二次废物处理成本和更换新硅胶的费用。本发明的核电站放射性废气处理***通过对废硅胶进行在线再生解决上述技术问题，硅胶干燥床30上设置有热氮气吹扫接口(图中未示出)，在***停运间隙，通过上述热氮气吹扫接口向硅胶干燥床30通入被加热的氮气，热氮气将硅胶吸附的水分带出使得硅胶恢复性能，吹扫气体从热氮气排出口63排出进入核电站通风***，经处理后向环境排放。

放射性废气经过硅胶干燥床30干燥后，低湿度的放射性废气进入滞留床40，滞留床40为充满活性炭的蛇形管道，放射性废气中的放射性元素在此被活性炭动态吸附，逐渐与氢气、氮气等载气分离，达到放射性元素被滞留的效果。滞留在滞留床40内的放射性元素不断发生衰变，放射性水平得以降低，优选的，可以设置相互连接多个滞留床40已达到更好的滞留放射性元素的效果。

经过滞留衰变的放射性废气在送往核电站通风***排放前需要经过放射性监测，因此在滞留床40和排放口82之间设置有放射性检测装置50，如果监测到的放射性高于设定值则关闭排放口82的隔离阀以停止排气。由于从排放口82排出的气体含有较高浓度的氢气，所以在通风***的稀释流量过低是也应该关闭排放口82的隔离阀，防止氢气在通风***的通风管内累积。

由于核电站的放射性废气中含有较高浓度的氢气，避免氢氧混合产生***的危险，优选的，本发明的核电站放射性废气处理***还包括至少一个取气口，取气口可以设置在本发明***管道的任何位置，取气口与氧气浓度测试仪相连，氧气浓度测试仪可以连续取样分析***中气体氧气浓度，同时，本发明的核电站放射性废气处理***还包括氮气源60，氮气源60分别与第一氮气接入口61和第二氮气接入口62相连，第一氮气接入口61设置在气体冷却器10进气口上游的管路上，第二氮气接入口62设置在放射性检测装置50出气口下游的管路上，当***中气体氧气浓度含量超过预设值时，通过氮气源60向第一氮气接入口61注入氮气将整个***回路进行稀释，降低氧浓度，当***中气体氧气浓度含量超过预设的危险值时，通过氮气源60向第一氮气接入口61和第二氮气接入口62同时注入氮气，稀释整个***回路的同时重点稀释排出气体，避免气体在通风***内氧浓度突然变大而发生***等危险。

本发明的放射性废气处理***维持在微正压运行，同时***的排放口82上设置有止回阀81，可防止空气进入本***形成氢氧混合的易燃易爆气体。特别需要指出的是，放射性检测装置50和氧气浓度测试仪都与主控制器电连接，当放射性检测装置50监测到的放射性高于设定值则由主控制器自动关闭排放口82的隔离阀；同理，当氧气浓度测试仪检测到的氧气浓度含量超过预设值时，主控制器自动控制第一氮气接入口61上游的阀门开通实现对向整个***回路充入氮气，降低氧浓度；***内的微正压也可以通过主控制器自动控制，当检测到***内的气压高于预设值时打开排放口82的隔离阀排气，当检测到***内的气压低于预设值时关闭排放口82的隔离阀使***内部气压回升。

优选的，本发明的放射性废气处理***还包括有氮气加热器(图中未示出)，从氮气源60流出的氮气经过氮气加热器加热后与硅胶干燥床30的热氮气吹扫接口相连，实现对硅胶干燥床30的在线再生，加热后的氮气源60即为热氮气源。

Claims (7)

1.一种核电站放射性废气处理***，包括通过管道依次连接的气体冷却器、气水分离器、保护床、滞留床、放射性检测装置，其特征在于，所述放射性废气处理***还包括有水封管和热氮气源，在所述水封管上方还设置有注水漏斗，所述水封管的一端与所述气水分离器的排水阀下方相连，所述水封管的另一端与排水口相连；所述保护床为硅胶干燥床，所述硅胶干燥床上设置有热氮气吹扫接口，所述热氮气吹扫接口与所述热氮气源相连。

2.根据权利要求1所述的放射性废气处理***，其特征在于，所述放射性废气处理***还包括至少一个取气口，所述取气口与连续取样分析***中气体氧气浓度的氧气浓度测试仪相连；所述放射性废气处理***内维持微正压，防止空气进入。

3.根据权利要求2所述的放射性废气处理***，其特征在于，所述放射性废气处理***的排放口上设置有止回阀。

4.根据权利要求2所述的放射性废气处理***，其特征在于，所述水封管为内部充水的U形弯管或者W形弯管。

5.根据权利要求2所述的放射性废气处理***，其特征在于，所述水封管外侧还设置有观测所述水封管内液位的视镜。

6.根据权利要求2所述的放射性废气处理***，其特征在于，所述放射性废气处理***还包括有氮气源，所述氮气源分别与所述气体冷却器进气口上游的管路和放射性检测装置出气口下游的管路相连。

7.根据权利要求6所述的放射性废气处理***，其特征在于，所述放射性废气处理***还包括有氮气加热器，所述氮气源流出的氮气经过所述氮气加热器加热后与所述硅胶干燥床的所述热氮气吹扫接口相连，加热后的所述氮气源为所述热氮气源。