核电站放射性废液蒸发处理方法

摘要

本发明公开了一种核电站放射性废液蒸发处理方法，包括以下步骤：（1）、将各种废液收集集中；（2）、对废液进行蒸发处理，形成蒸馏液和浓缩液，检测蒸馏液和浓缩液的放射性；（3）、当放射性检测结果小于放射性排放标准，排放蒸馏液，检测浓缩液中的硼浓度达到固化标准时将浓缩液排出固化，蒸发结束；当放射性检测结果等于或大于放射性排放标准，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm时，加酸逐步将浓缩液的pH值调至7以下；重复步骤（2）、（3）直至蒸发结束。本发明提供一种工艺简单、操作方便、能大幅度降低蒸馏液放射性，使其低于排放标准的核电站放射性废液蒸发处理方法。

权利要求

1.一种核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，包括以下步骤：

(1)、先将核电站形成的各种不重复使用的放射性废液收集在相应的前置废液罐中；

(2)、将前置废液罐中的废液输送至蒸发器进行蒸发处理，蒸发的蒸汽送至冷凝器冷凝形成蒸馏液，遗留在蒸发器中为浓缩液，对蒸馏液和浓缩液进行排放检测；

(3)、当检测蒸馏液的放射性活度低于放射性排放标准0.5MBq/m3时排放蒸馏液；检测浓缩液达到固化标准时将浓缩液排出固化，蒸发结束；

当检测蒸馏液的放射性活度等于或高于放射性排放标准0.5MBq/m3，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm时，进行步骤(4)；

(4)、在浓缩液中加酸，将浓缩液的pH值逐步调低至pH值为5～7，再对等于或高于

0.5MBq/m3的蒸馏液加回浓缩液中，重复步骤(2)、(3)直至浓缩液达到固化标准，蒸发结束。

2.根据权利要求1述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，步骤(3)中，所述加酸的量是通过对浓缩液采用化学滴定法来确定。

3.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，步骤(3)中，采用逐级逼近法加酸降低浓缩液的pH值。

4.根据权利要求3所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，所述的逐级逼近法为：对废液进行分次加酸分次蒸发来调节浓缩液的pH值，每次加酸时间为每次蒸发开始前；每完成一次加酸蒸发后，取样验证蒸馏液的放射性是否有逐步降低的趋势，并且验证浓缩液pH值的是否跟化学滴定的检测结果一致。

5.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，步骤(3)中，加酸时，对浓缩液进行取样检测分析，检测浓缩液中的钠硼比、硼含量、总含盐量，所述固化标准为硼浓度达到40000-50000ppm，且浓缩液中钠硼比(重量比)为0.20-0.25时对浓缩液进行固化；或者是总含盐量达到300g/L后对浓缩液进行固化。

6.根据权利要求5所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，步骤(3)中，当检测结果中的钠硼比应不在0.20-0.25之间时，对浓缩液加氢氧化钠进行调整，使钠硼比满足上述要求。

7.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，所述步骤(3)中，加酸时，还需对浓缩液的总放射性进行取样分析，并对蒸发器的加热器壳侧温度变化进行跟踪。

8.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，所述步骤(3)中，所加酸为硝酸。

9.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，所述步骤(2)中，蒸馏液放射性检测频度为每次蒸馏液排放前取样检测。

10.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，所述步骤(3)中，浓缩液的取样检测频度为每完成一次加酸操作后取样检测。

11.根据权利要求1所述的核电站放射性废液蒸发处理方法，其特征在于，所述步骤(3)中，pH值调整后，如果蒸发器的加热器RE壳侧温度超过137℃，则需对蒸发器进行清洗。

说明书

核电站放射性废液蒸发处理方法

技术领域

[0001] 本发明属于核电站放射性废物处理和处置技术领域，涉及一种放射性废液的处理方法，尤其涉及一种核电站放射性废液蒸发处理方法。

背景技术

[0002] 核电站运行过程中，会产生各种各样的废液，废液中常含有放射性物质，这种废液是不能随意排放的，含有放射性物质的废液来源，以大亚湾核电基

[0003] 地岭澳核电站一期为例，主要废液来源见下表1：

[0004] 表1废液来源表

[0005]

[0006] 这些废液经过过滤和除盐仍不满足排放要求或化学物不合格时需要进行蒸发处理；经过加热浓缩，蒸馏液排放，浓缩液固化。但蒸馏液排放需要达到控制标准：大亚湾核电基地放射性控制标准为0.5MBq/m3，低于该数值可以排放，否则需继续处理。但由于放射性废液的成分特别复杂，使得来料特性对蒸发效率的影响越来越突出。某些时候，在设备运行参数正常的情况下，会出现放射性废液蒸发器效率低的情况。

[0007] 通常，蒸发单元的蒸发效果是采用去污系数或去污因子来表示的。蒸发单元总的去污系数等于蒸发器EV的去污系数与ZE（每个托盘+除雾装置）的去污系数的乘积。大亚湾核电基地的放射性蒸发器的设计的去污系统为10-6，由于在实际运行中，废液的排放是根据其放射性活度大小来决定的，所以为了便于使用，不使用去污系数来表示蒸发单元的效果，而是使用放射性废液排放控制标准，作为衡量评判放射性蒸发单元效率的好坏。把蒸发器蒸馏液放射性活度超过控制标准的情况，都称作蒸发单元效率低。

[0008] 根据分析，导致放射性蒸发单元效率低可能因素有以下几点：进料的雾化效果、蒸汽的速度（蒸发柱和净化柱）、冷凝水回流量（回流比率）、来料的特性（如成分、浓度、挥发性、发泡）、除雾装置功效、运行参数。当放射性废液蒸发器出现效率低的情况下，核电站通常的做法是：先冲洗金属筛网、然后调整蒸发量，或者重复蒸发，或者加消泡剂，最后的做法是排空蒸发器浓缩液进行蒸发器冲洗。一般情况下，超过控制标准的蒸馏液通过这些手段是可以达到控制标准的。但是还是会出现经过各种手段（浓缩液又无法排空）后，蒸馏液仍然超过控制标准，不能合格排放的情况。为了保护环境，避免蒸馏液超过核电厂内部的排放标准排放或避免影响电站的正常运行或大修，不得不采取将浓缩液提前固化，对蒸发器进行冲洗的措施来保证蒸发单元的效率。后果是增加了核电站的固体废物，增加了高昂的后续处理成本。

发明内容

[0009] 本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术中放射性废液蒸发器出现效率低的情况下，采用常规的冲洗金属筛网、调整蒸发量、重复蒸发、加消泡剂、蒸发器冲洗等方法无法解决蒸发器效率低的缺陷时，提供一种工艺简单、操作方便、能大幅度降低蒸馏液放射性，使其低于排放标准的核电站放射性废液蒸发处理方法。

[0010] 本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：一种核电站放射性废液蒸发处理方法，包括以下步骤：

[0011] （1）、将各种废液收集集中；

[0012] （2）、对废液进行蒸发处理，形成蒸馏液和浓缩液，对蒸馏液和浓缩液进行排放检测；

[0013] （3）、当蒸馏液的放射性检测结果小于放射性排放标准，排放蒸馏液，检测浓缩液达到固化标准时将浓缩液排出固化，蒸发结束；

[0014] 当蒸馏液的放射性检测结果等于或大于放射性排放标准，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm时，进行步骤（4）；

[0015] （4）、在浓缩液中加酸，逐步将浓缩液的pH值调至7以下；重复步骤（2）、（3）直至浓缩液达到固化标准，蒸发结束。

[0016] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，优选包括以下步骤：

[0017] （1）、先将核电站形成的各种不重复使用的放射性废液收集在相应的前置废液罐中；

[0018] （2）、将前置废液罐中的废液输送至蒸发器进行蒸发处理，蒸发的蒸汽送至冷凝器冷凝形成蒸馏液，遗留在蒸发器中为浓缩液，对蒸馏液和浓缩液进行排放检测；

[0019] （3）、当检测蒸馏液的放射性活度低于放射性排放标准0.5MBq/m3时排放蒸馏液；检测浓缩液达到固化标准时将浓缩液排出固化，蒸发结束；

[0020] 当检测蒸馏液的放射性活度等于或高于放射性排放标准0.5MBq/m3，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm时，进行步骤（4）；

[0021] （4）、在浓缩液中加酸，将浓缩液的pH值逐步调低至pH值为5~7，再对等于或高于0.5MBq/m3的蒸馏液加回浓缩液中，重复步骤（2）、（3）直至浓缩液达到固化标准，蒸发结束。

[0022] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，所述加酸的量是通过对浓缩液采用化学滴定法来确定。

[0023] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，采用逐级逼近法加酸降低浓缩液的pH值。

[0024] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述的逐级逼近法为：对废液进行分次加酸分次蒸发来调节浓缩液的pH值，每次加酸时间为每次蒸发开始前；每完成一次加酸蒸发后，取样验证蒸馏液的放射性是否有逐步降低的趋势，并且验证浓缩液pH值的是否跟化学滴定的检测结果一致。

[0025] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，加酸时，对浓缩液进行取样检测分析，检测浓缩液中的钠硼比、硼含量、总含盐量，所述固化标准为硼浓度达到40000-50000ppm，且浓缩液中钠硼比（重量比）为0.20-0.25时对浓缩液进行固化；或者是总含盐量达到300g/L后对浓缩液进行固化。

[0026] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，当检测结果中的钠硼比应不在0.20-0.25之间时，对浓缩液加氢氧化钠进行调整，使钠硼比满足上述要求。

[0027] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，加酸时，还需对浓缩液的总放射性进行取样分析，并对蒸发器的加热器RE壳侧温度变化进行跟踪。

[0028] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，所加酸为硝酸。

[0029] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（2）中，蒸馏液放射性检测频度为每次蒸馏液排放前取样检测。

[0030] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，浓缩液的取样检测频度为每完成一次加酸操作后取样检测。

[0031] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，pH值调整后，如果蒸发器的加热器RE壳侧温度超过137℃，则需对蒸发器进行清洗。

[0032] 本发明采用将所有废液收集后蒸发处理中，监控蒸馏液放射性，当放射性检测结果小于放射性排放标准，排放蒸馏液，浓缩液在硼浓度达到固化标准（40000-50000ppm）或总含盐量达到300g/L后时排出固化；当放射性检测结果等于或大于放射性排放标准，加酸调节浓缩液的pH值，再对等于或高于放射性排放标准的蒸馏液进行蒸发。加酸可以改善蒸发效率，原因有三：一是浓缩液呈酸性可以有效地减少蒸发器发泡的高度，减少蒸发过程中的夹带；二是酸性物质的“酸洗”使得被污染的CS/ZE（冷凝器和净化器）得到净化；三是加酸改变了浓缩液放射性物质形态，如某些胶体态的放射性物质变成了离子态，或者发生化学反应形成不易挥发的“沉积”，也减小了夹带的可能。从化验数据看，硼浓度的变化情况表明硼没有参与“沉积”，而硼结晶对系统的不良影响最大。

[0033] 本发明提供了一种不用排空蒸发器浓缩液的有效改善蒸发器效率的新方法，在设备运行参数正常，当蒸发器出现效率低，原有的除排空以外的各种手段仍然不能合格的情况下，通过控制蒸发器浓缩液pH值的方法，成功地解决了效率低的问题。在使用其它手段无效的情况下（如加消泡剂、调整运行参数），本发明在岭澳一期核电站已成功使用3次，每次使用都可以使蒸发器的蒸馏液的放射性水平达到仪器探测线以下，即都小于0.2MBq/m3。确保的放射性废液得到了及时有效的处理，保证了机组大修状态的顺利进行，避免了由于废液处理不及时造成的超标排放和由此耽误了大修关键路径引起的经济损失。

附图说明

[0034] 下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

[0035] 图1是蒸发单元结构及其流程图；

[0036] 图2是本发明实施例的pH值与蒸馏液放射性关系图。

具体实施方式

[0037] 一种核电站放射性废液蒸发处理方法，包括以下步骤：

[0038] （1）、将各种废液收集集中；

[0039] （2）、对废液进行蒸发处理，形成蒸馏液和浓缩液，对蒸馏液和浓缩液进行排放检测；

[0040] （3）、当蒸馏液的放射性检测结果小于放射性排放标准，排放蒸馏液，检测浓缩液达到固化标准时将浓缩液排出固化，蒸发结束；

[0041] 当蒸馏液的放射性检测结果等于或大于放射性排放标准，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm时，进行步骤（4）；

[0042] （4）、在浓缩液中加酸，逐步将浓缩液的pH值调至7以下；重复步骤（2）、（3）直至浓缩液达到固化标准，蒸发结束。

[0043] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，优选包括以下步骤：

[0044] （1）、先将核电站形成的各种不重复使用的放射性废液收集在相应的前置废液罐中；

[0045] （2）、将前置废液罐中的废液输送至蒸发器进行蒸发处理，蒸发的蒸汽送至冷凝器冷凝形成蒸馏液，遗留在蒸发器中为浓缩液，对蒸馏液和浓缩液进行排放检测；

[0046] （3）、当检测蒸馏液的放射性活度低于放射性排放标准0.5MBq/m3时排放蒸馏液；检测浓缩液达到固化标准时将浓缩液排出固化，蒸发结束；

[0047] 当检测蒸馏液的放射性活度等于或高于放射性排放标准0.5MBq/m3，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm时，进行步骤（4）；

[0048] （4）、在浓缩液中加酸，将浓缩液的pH值逐步调低至pH值为5~7，再对等于或高于0.5MBq/m3的蒸馏液加回浓缩液中，重复步骤（2）、（3）直至浓缩液达到固化标准，蒸发结束。

[0049] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，所述加酸的量是通过对浓缩液采用化学滴定法来确定。

[0050] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，采用逐级逼近法加酸降低浓缩液的pH值。

[0051] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述的逐级逼近法为：对废液进行分次加酸分次蒸发来调节浓缩液的pH值，每次加酸时间为每次蒸发开始前；每完成一次加酸蒸发后，取样验证蒸馏液的放射性是否有逐步降低的趋势，并且验证浓缩液pH值的是否跟化学滴定的检测结果一致。

[0052] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，加酸时，对浓缩液进行取样检测分析，检测浓缩液中的钠硼比、硼含量、总含盐量，所述固化标准为硼浓度达到40000-50000ppm，且浓缩液中钠硼比（重量比）为0.20-0.25时对浓缩液进行固化；或者是总含盐量达到300g/L后对浓缩液进行固化。

[0053] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，步骤（3）中，当检测结果中的钠硼比应不在0.20-0.25之间时，对浓缩液加氢氧化钠进行调整，使钠硼比满足上述要求。

[0054] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，加酸时，还需对浓缩液的总放射性进行取样分析，并对蒸发器的加热器RE壳侧温度变化进行跟踪。

[0055] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，所加酸为硝酸。

[0056] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（2）中，蒸馏液放射性检测频度为每次蒸馏液排放前取样检测。

[0057] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，浓缩液的取样检测频度为每完成一次加酸操作后取样检测。

[0058] 所述的核电站放射性废液蒸发处理方法中，所述步骤（3）中，pH值调整后，如果蒸发器的加热器壳侧温度超过137℃，则需对蒸发器进行清洗。

[0059] 实施例1、核电站放射性废液蒸发处理方法，优选包括以下步骤：

[0060] （1）、先将核电站形成的各种不重复使用的放射性废液收集在相应的前置废液罐中；

[0061] （2）、将前置废液罐中的废液输送至蒸发器进行蒸发处理，蒸发的蒸汽送至冷凝器冷凝形成蒸馏液，遗留在蒸发器中为浓缩液，检测蒸馏液的放射性；所述步骤（2）中，蒸馏液放射性检测频度为每次蒸馏液排放前取样检测。

[0062] （3）、检测蒸馏液的放射性活度低于0.5MBq/m3时排放蒸馏液；检测蒸馏液的放射性活度等于或高于0.5MBq/m3时，且检测浓缩液中硼浓度小于10000ppm，加酸将浓缩液的pH值逐步调低，至pH值为5~7，再对等于或高于0.5MBq/m3的蒸馏液重新进行蒸发，并检测其放射性。其中所加酸为硝酸，加酸量是对浓缩液采用化学滴定法来确定。浓缩液的取样检测频度为每完成一次加酸操作后取样检测。采用逐级逼近法加酸降低浓缩液的pH值。所述的逐级逼近法为：对废液进行分次加酸分次蒸发来调节浓缩液的pH值，每次加酸时间为每次蒸发开始前；每完成一次加酸蒸发后，取样验证蒸馏液的放射性是否有逐步降低的趋势，并且验证浓缩液pH值的是否跟化学滴定的结果一致。

[0063] 加酸时，对浓缩液进行取样检测分析，检测浓缩液中的钠硼比、硼含量，其中检测结果中的钠硼比应满足在0.20-0.25之间，否则对浓缩液加碱进行调整，使钠硼比满足上述要求。对浓缩液的总含盐量、总放射性进行取样分析，并对蒸发器的加热器RE壳侧温度变化进行跟踪。

[0064] pH值调整后，如果蒸发器的加热器RE壳侧温度超过137℃，则需对蒸发器进行清洗。

[0065] （4）、重复步骤（2）、（3）直至蒸发结束。

[0066] 实施例2、以下是本发明应用于岭澳一期核电站的废液蒸发。

[0067] 1、11月9日，于岭澳一期核电站废液蒸发单元（L9TEU）出现效率低。在使用常规方法的处理过程中，现场发现冷凝器CS取样时有大量泡沫产生，因此怀疑效率低跟蒸发器EV内废液的泡沫过大有关，同时在对2007年以来相关蒸发活动的调查中发现，每次蒸发器EV加完碱调整蒸发器EV浓缩液的Na/B后，蒸发器EV的效率均会出现超内控标准这一共性现象，且岭澳一期核电站的蒸发器EV的浓缩液pH值为8.5，比大亚湾核电站6.3高,后经过试验确认蒸发器EV浓缩液起泡严重。使用消泡剂也无法把蒸发器EV的效率处理到满足电站的内控标准0.5MBq/m3以内。因此，电厂三废小组决定先从调整浓缩液的pH入手，其调整底线是不超过大亚湾核电站的pH值6.3，以尝试是否可以改善蒸发器EV的效率。

[0068] 11月24日，完成第一次加酸后（我们使用的是电站常用的浓度为55%的工业硝酸）。蒸发器EV浓缩液pH值由8.4降到了7.0，加酸过程中，冷凝器CS的取样结果由最初的
1.05MBq/m3逐步下降到了小于0.2MBq/m3，小于内控标准0.5MBq/m3。达到了预期要求。

[0069] 11月27日完成浓缩液回传后，冷凝器CS的γ水平变大，冷凝器CS的pH值升高，与预期一致；蒸发器EV内的pH值基本不变，放射性也比原来小了很多，与原来的预期差别较大，认为是原蒸发器EV内的放射性物质沉积到残渣的原因。

[0070] 11月29日，决定再次调低浓缩液pH值，为了控制风险，先将蒸发器EV浓缩液的pH值由7.0调整至6.8。

[0071] 12月1-2日，完成加酸，预计的加酸量为50L，实际大约加了42L。最后蒸发器EV浓缩液的pH值由7.04下降到了6.34。冷凝器CS的取样结果由加酸前的γ=5.4MBq/m3，下降到了小于0.2MBq/m3，蒸发器EV浓缩液的γ=50257MBq/m3，比加酸前（γ=7343MBq/m3）大幅增加，认为是系统内的放射性物质被酸洗下来所致。

[0072] 12月5日，蒸发器EV的取样结果发现浓缩液的γ大幅下降到了4264

[0073] MBq/m3，12月6日再次取样时已降到了1566MBq/m3。12月10日为888MBq/m3，且浓缩液颜色明显变浅，由以前的棕黑色变为土黄色，不溶物质明显减少，怀疑放射性降低的可能原因是放射性物质如银等和其它杂质（钙，镁，硅，磷酸盐、有机物等等）一起存在沉淀、吸附等现象。已确认硼没有参与沉积过程。

[0074] 12月7日，由于目前的Na/B比小于化学规范要求，决定逐步将L9TEU001蒸发器EV的NA/B比调到正常（0.2-0.25）。调NA/B时跟踪L9TEU001蒸发器EV的总放射性和效率。

[0075] 12月12日凌晨完成加碱工作，蒸发器EV的取样结果:浓缩液的放射性已回升到3963MBq/m3。Na/B=0.217，已达到预期。冷凝器CS的状态5取样结果仍γ＜0.2MBq/m3，蒸发器EV的去污效率未见有恶化趋势。

[0076] 12月14到19日为止，L9TEU03/04/016BA的超标废水已全部处理完毕（约110m3），取样结果均γ＜0.2MBq/m3。19日的L9TEU001蒸发器EV总放射性为27981MBq/m3，大幅回升，浓缩液颜色也比上次明显变深，样品有少许沉淀，结合辐射监测点的接触剂量率下降（由最大时的5.8降到2.6mSv/h）和9TEU-RE热效率上升（104MT由117度下降到了106度）判断，L9TEU001蒸发器EV沉积物存在可逆情况。

[0077] 调整浓缩液pH值过程中，冷凝器CS蒸馏液的放射性变化情况如图2所示。

[0078] 三、不同pH对浓缩液沉积影响的实验室模拟试验：

[0079] 试验过程及结果见下表2：

[0080] 表2不同pH对浓缩液影响试验过程及结果

[0081]

[0082] 结论：试验结果跟现场实际情况吻合的比较好。通过pH的变化，沉积呈现可逆的现象。

[0083] 蒸发设备如图1所示，图1是蒸发单元结构及其流程图。图1中示在核辅助厂房中安装的废液处理系统蒸发单元的主要设备如下：

[0084] 一台加热器（001RE），它确保了加热浓缩液的辅助蒸汽流量的供给。

[0085] 一个蒸发柱子（001EV），过热的浓缩液的释放发生在此装置中。此装置保证了产生的蒸汽和附带杂质的浓缩液之间的第一次重力分离。进料废液的雾化喷淋的主要目的是消除浓缩液造成的蒸汽的过热。通过形成的滴液的嵌入和稀释作用，它也有助于去除放射性的污染。

[0086] 一个净化（去除放射性污染的）柱子（001ZE），来自蒸发柱子的水汽被接纳在在柱子的低处。放射性污染的去除是通过以下手段来保证的：

[0087] 通过来自冷凝器的一部分溜出物和蒸汽交叉的流通进行的贯穿3个托盘时蒸汽的冲洗（回流），正常的回流率被确定为20%。

[0088] 经过由3层厚度递减的孔隙度形成的混合的一个金属筛网进行最后除雾。

[0089] 一个回流冷凝器（001CS），它借助在管子外部流通的冷却水，确保了来自净化（去除污染的）柱子的被净化的蒸汽的冷凝。

[0090] 一台强制循环泵（006PO），它是一台卧式离心泵。其特点为：低压头、大流量。其用处是确保蒸发柱子、加热器和返回到蒸发柱子之间浓缩液的流通；同时冲刷循环管线，对浓缩液具有一定的加热作用，以避免蒸发回路硼结晶。