固体废物处理系统.doc

秦山二扩固体废物处理系统（TES）
1功能
1.1功能
固体废物处理系统为两台机组公用。
固体废物处理系统的主要功能：
——收集由两台机组产生的放射性“固体”废物；
——将废物暂存，并进行可能的放射性衰变；
——压缩可压缩的固体废物；
——将废物封装在混凝土容器或金属桶中。
本系统处理下列几种类型的废物：
——废树脂；
——浓缩液和化学废液；
——废过滤器芯子；
——杂项固体废物（纸、抹布、乙烯塑料等）。
废树脂由下列系统的除盐器产生：化学和容积控制系统（RCV）、硼回收系统（TEP）、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）、废液处理系统（TEU）、蒸汽发生器排污系统（APG）。
浓缩液主要由TEU系统蒸发器产生，在特殊情况下也由TEP系统的蒸发器产生。
化学废液由放射性污水回收系统（SRE）产生。
废过滤器芯子由RCV、TEP、PTR、TEU、APG系统的过滤器产生。通风系统的过滤器芯子不在固体废物处理系统封装。
本系统由两部分组成：
——废物处理站（在核辅助厂房NX内）；
——废物处理辅助厂房（QS厂房，位于现场会议室西北侧。），由于二期的QS厂房设备能力足以处理四个机组的放射性固体废物，因此本扩建工程不再另建QS厂房而共享二期的QS厂房。
1.2安全功能
TES系统不属于与安全有关的系统。
然而本系统设有屏蔽，使运行人员和公众所受的辐照剂量率不超过允许限值，并对各种放射性物质进行密封包装，防止散入环境。
2设计
2.1设计基准和安全准则
本系统设计所采用的标准规范：
HAF102-2004《核动力厂设计安全规定》；
HAD102/12-1990《核电厂辐射防护设计》；
GB9134-1998《轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规
定》；
GB11806-1989《放射性物质安全运输规定》；
e)GB12711-1991《低、中水平放射性固体废物包装安全标准》；
f)GB14569.1-1993《低、中水平放射性废物固化体性能要求，水
泥固化体》；
g)GB/T15761-1995《2×600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造
规范》；
h)参照RCC-P第四版-1991《90万千瓦压水堆核电站系统设计和
建造规则》。
本系统为两机组共用。
本系统设备的处理能力设计成能处理两个机组所产生的相关固体废物。每年平均固体废物量如表1。
表1两个机组固体废物平均年产生量
废物种类
产生
废物的系统蒸发浓缩液
m3/a废树脂
m3/a废过滤器芯子（只）杂项
废物
m3/a表面剂量率
＜2mSv/h表面剂量率
≥2mSv/h反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）311化学和容积控制系统（RCV）521硼回收系统（TEP）510.56废液处理系统（TEU）4067072蒸汽发生器排污系统（APG）1238总计4536.5108110300根据废物的性质不同，采用不同的处理方法，将各种废物封装于不同的废物容器内，容器壁厚足以满足辐射防护的要求。
废树脂和浓缩液及化学废液分别与水泥、砂（干混料）、石灰一起封装入混凝土容器内，以制成匀质的能贮留放射性物质的固化块。
APG系统的废树脂放射性活度非常低，通常装在金属桶内。
废过滤器芯子（表面剂量率≥2mSv/h）装在混凝土容器内，然后用湿混料固定。外表面剂量率低于2mSv/h的过滤器芯子装入金属桶内。
杂项低放可压缩固体废物用布置在废物处理辅助厂房（QS厂房）中的压缩机压入金属桶内。
本系统所有操作是手动的或就地远距离控制的。除了加热保温系统以外，本系统不设置自动控制。
从废物处理、输送、贮存和反冲洗等产生的疏水，均排往核岛疏水和排气系统（RPE）。
从装桶站来的冲洗水先流入地坑，沉淀后再排往RPE系统。
2.2设备设计
2.2.1核辅助厂房（NX）内的设备
2.2.1.1废树脂贮槽（TES002BA、TES003BA和TES004BA）
由RCV、PTR、TEP和TEU系统产生的废树脂从除盐器冲排至废树脂贮槽TES002BA和TES003BA。由APG系统产生的废树脂在低放射性的情况下从除盐器排至TES004BA(移动式贮槽)，在放射性异常的情况下，可排至TES002BA或TES003BA。
废树脂槽的作用是接收、贮存废树脂，设计考虑可以输送和松动树脂，排水和排气。
废树脂在常压下贮存在水下。槽内的覆盖气体通过含氧废气管道慢慢地排出，以避免在贮存期间释放的放射性气体或可能爆炸的氢气的累积。氢气的唯一来源是废树脂的解析。
废树脂可定期疏松，以防止由于废树脂的沉积而引起管道和滤网的堵塞，还可使废树脂的放射性均衡。
2.2.1.2浓缩液贮槽（TES001BA）
因为在浓缩液中溶解的盐类在低于某一温度时会结晶沉淀，所以贮槽和有关的管道设有加热保温。该贮槽布置在紧靠浓缩液装桶的