[发明专利]分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的方法及装置

说明书

技术领域

本发明涉及核工业技术，尤其涉及分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的方法及装置。

背景技术

压水堆核电站的一回路系统中使用的冷却剂为含硼冷却剂，在核电站的运行及维修过程中，不可避免的会产生含硼酸的废液，这些含硼酸的废液进入硼回收系统及含硼废液处理系统。一般而言，这些废液中硼元素的质量分数为0～2300ppm，同时含有放射性气体、盐。需要对这部分可复用废液进行处理，处理流程包括过滤、除盐、除气和硼水分离。其中硼水分离过程最为重要，需将含硼酸的废液分离为含少量硼酸的水与硼酸浓缩液。分离出的硼酸浓缩液和水根据反应堆堆功率的安全需求重新配比后注入反应堆，进行重复利用。

专利号为EP0125017A2的专利公开了一种利用化学方法分离硼酸的技术，该方法成本低，配套设备简单。然而，核电站一回路系统对水的要求较高，需含硼元素的质量分数达到5ppm以下，同时能够使放射性活度降低1000倍以上。上述化学方法无法满足核电站对水的要求，影响其回收利用。

因此，需要提供一种新的、分离效果好的分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的方法及装置。

发明内容

本发明的一个目的在于提供一种新的、分离效果好的分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的方法。

本发明的另一个目的在于提供一种新的、分离效果好、使用寿命长的分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的装置。

为实现上述目的，本发明提供一种分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的方法，包括如下步骤：

（1）将含硼酸的冷却剂输送至一再沸器进行加热；

（2）将加热后的所述冷却剂输送至一蒸馏塔进行蒸馏；

（3）将蒸馏所产生的水蒸汽进行冷凝形成蒸馏液；

（4）将未蒸发的所述冷却剂回流至所述再沸器进行加热，并循环执行步骤（2）～（3）；

（5）当所述冷却剂中硼元素的质量分数达到预设值时，获得硼酸浓缩液。

较佳地，所述预设值的范围为7000ppm～40000ppm。

较佳地，进行所述步骤（1）后的所述冷却剂的温度范围为101℃～103℃。

具体地，所述步骤（4）还包括向所述冷却剂中加入补给冷却剂。

较佳地，所述步骤（5）后还包括对所述硼酸浓缩液进行冷却。

较佳地，在冷却所述硼酸浓缩液的步骤后还包括储存所述硼酸浓缩液。

具体地，所述方法还包括将步骤（3）中的一部分所述蒸馏液储存，以及将其余部分的所述蒸馏液回流至所述蒸馏塔。

较佳地，回流至所述蒸馏塔的蒸馏液与储存的所述蒸馏液的质量流量之比的范围为0.1～0.2。

较佳地，还包括在储存所述蒸馏液前对所述蒸馏液进行冷却。

本发明还提供一种分离核电站反应堆冷却剂中硼酸的装置，包括再沸器、蒸馏塔、强制循环系统、控制系统以及冷凝器，所述再沸器用于加热含硼酸的冷却剂，所述蒸馏塔与所述再沸器相连，用于蒸发所述冷却剂，所述强制循环系统设置在所述再沸器与所述蒸馏塔之间，用于将加热后的所述冷却剂输送至所述蒸馏塔，并将在所述蒸馏塔内未蒸发的所述冷却剂回流至所述再沸器，所述控制系统与所述强制循环系统相连，用于监测所述冷却剂中硼元素的质量分数，当其达到预设值时，获得硼酸浓缩液，所述冷凝器与所述蒸馏塔相连，用于冷凝来自所述蒸馏塔的水蒸汽以形成蒸馏液。

较佳地，所述预设值的范围为7000ppm～40000ppm。

具体地，所述强制循环系统包括一再沸器回流管，未蒸发的所述冷却剂通过所述再沸器回流管回流至所述再沸器。

较佳地，所述装置还包括与所述再沸器回流管相连的供料液罐，用于向所述冷却剂中加入补给冷却剂。

较佳地，在所述供料液罐与所述再沸器回流管之间设置一供料液泵。

较佳地，所述强制循环系统包括一强制循环泵。使所述冷却剂在所述再沸器和蒸馏塔之间强制循环。

较佳地，还包括与所述再沸器回流管相连的浓缩液罐。用于存储所述硼酸浓缩液。

较佳地，在所述浓缩液罐与所述再沸器回流管之间设置一浓缩液换热器。用于冷却所述硼酸浓缩液。

具体地，所述冷凝器具有一蒸馏液出口。

具体地，所述装置还包括与所述蒸馏液出口相连且用于存储所述蒸馏液的蒸馏液罐。

较佳地，所述装置还包括设置在所述蒸馏液出口和所述蒸馏液罐之间的蒸馏液换热器。