核设施放射性湿固体废物处理方法与流程

本发明属于核设施放射性废物处理领域，更具体地说，本发明涉及一种核设施低、中放射性湿固体废物的处理方法。

背景技术：
包括核电站在内的各种核设施运行期间，都会产生废滤芯、废树脂等放射性湿固体废物，这些湿固体废物中的放射性核素以一种不稳定形态存在，一旦暴露于环境中将可能向环境弥散或者迁移，以致造成对环境的污染，因此必须进行处理。随着近年来全球核电的快速发展，在建核电站和在运核电站所产生的放射性湿固体废物不断增多，因此，实现废物最小化已成为当前固体废物处理技术的关注重点。现有核设施均采用较为成熟水泥固化技术对废滤芯、废树脂等湿固体废物进行处理。请参阅图1，典型的水泥固化技术的工艺流程为：1)对于废滤芯的处理而言，首先采用专用废滤芯更换装置将水过滤器中的废滤芯更换下来；随后废滤芯更换装置将废滤芯转运并放入金属桶中(每个金属桶仅放一个废滤芯)，再通过金属桶底部的滚道将金属桶送往灌浆站，对废滤芯进行水泥灌浆固定；然后通过滚道将金属桶送往相关工位进行封盖、表面剂量率检测和养护处理；最后送往废物暂存设施进行暂存；2)对于废树脂处理而言，首先通过废树脂贮槽收集除盐床产生的废树脂；收集的废树脂暂存一段时间后，通过自流或经水力喷射器而被送往废树脂贮备槽进行计量体积或重量，随后与干混料、添加剂按一定比例混装入金属桶中，再通过金属桶底部的滚道将金属桶送往搅拌站进行搅拌，实现废树脂的固化处理；然后，通过滚道将金属桶送往相关工位进行封盖、表面剂量率检测和养护处理，最后送往废物暂存设施暂存。但是，现有的水泥固化技术至少存在以下缺陷：1)水泥固化处理后的废物体积与最初废物体积之比为1.8～2.5，也就是说，水泥固化技术使最终废物的体积增大，不利于废物最小化；2)水泥固化技术为增容技术，其不仅提高了放射性废物包的最终处置成本，而且会导致处置场土地资源的浪费；3)水泥固化技术所采用工艺设备较多、工艺操作较为复杂，因而提高了系统运行、维护的成本投入；4)放射性废树脂与干混料、添加剂等在金属桶内搅拌时，搅拌桨在插入、提出金属桶以及搅拌过程中，桶内的放射性废物都可能会溅落到桶外，从而导致工艺设备粘污而出现放射性较高的热点，给运行人员的现场操作带来辐照风险；5)水泥固化技术在废树脂处理工艺中没有在线取样装置，因而不能获得废物桶中废树脂的源项数据，不利于废物桶的暂存、运输以及处置等环节的管理。

技术实现要素：
本发明的目的在于：提供一种能够有利于最终废物最小化的核设施放射性湿固体废物处理方法，以降低核设施放射性废物的处理和处置成本。为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核设施放射性湿固体废物处理方法，其包括以下步骤：1)将待处理的放射性湿固体废物直接装填进HDPE-HIC容器中；2)对装有湿固体废物的HDPE-HIC容器进行脱水，直至容器中的游离水含量满足低中水平放射性固体废物的浅地层处置要求；3)将脱水后的HDPE-HIC容器封盖，并转运至废物暂存设施进行暂存处理。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述待处理的放射性湿固体废物包括废滤芯和废树脂，所述废树脂包括活性碳。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述废滤芯在装填进HDPE-HIC容器前，需要先进行更换和转运，具体步骤为：利用废滤芯更换装置将水过滤器中不满足使用要求的废滤芯取出，并装入屏蔽转运容器中；通过转运小车将装有废滤芯的屏蔽转运容器运至HIC装填站；利用吊车将屏蔽转运容器吊起并送至位于混凝土屏蔽容器内的HDPE-HIC容器正上方；打开屏蔽转运容器底部的盖子，使废滤芯落入HDPE-HIC容器中；确认废滤芯落入HDPE-HIC容器中后，吊车再将屏蔽转运容器吊回转运小车上；重复前述步骤，直至HDPE-HIC容器中装满废滤芯。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述废滤芯更换装置更换出的废滤芯在装入屏蔽转运容器前，需要先进行表面剂量率检测：如果废滤芯剂量率未超过限值，则将其放入屏蔽转运容器中；如果废滤芯剂量率已超过限值，则将其放入暂存容器中贮存衰变，待废滤芯剂量率降低至不超过限值后，再利用废滤芯更换装置将废滤芯取出，装入屏蔽转运容器中转运。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述每个屏蔽转运容器仅装一个废滤芯。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述废树脂在装填进HDPE-HIC容器前，需要先进行收集、暂存和输送，具体步骤为：利用废树脂贮槽收集并暂存除盐床排放的废树脂；当废树脂贮槽中的废树脂满足排放要求时，废树脂将从废树脂贮槽中通过自重或由水力喷射装置喷射而排入废树脂输入管线，再经废树脂输送管线进入与输送管线末端相连的废树脂填充装置；废树脂通过填充装置排入到位于混凝土屏蔽容器内的HDPE-HIC容器中，装填体积由配置在填充装置上的液位开关或液位计进行监控。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述废树脂填充装置的上游输送管线上设有废树脂在线取样装置，在线取样装置对废树脂进行在线取样检测，其取样频率和取样体积根据实际需要进行调节。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述废树脂填充装置安装在HDPE-HIC容器上方，并与HDPE-HIC容器口紧密连接，以防止放射性树脂的外溅或带有放射性的气溶胶外溢。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述步骤2)中，首先利用脱水装置对装填有湿固体废物的HDPE-HIC容器进行数个脱水循环，然后将最后一次脱出的水排入脱水检测槽，通过测量脱水检测槽中的液体体积判断HDPE-HIC容器中的游离水量是否小于1％：若液体体积小于HDPE-HIC容器中废物体积的1％，则停止脱水并进行后续步骤；反之，重复进行脱水，直至脱水检测槽中的液体体积小于HDPE-HIC容器中废物体积的1％。作为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的一种改进，所述步骤1)中的HDPE-HIC容器是放置于具有屏蔽作用的混凝土屏蔽容器内的；在所述步骤3)中，首先利用封盖装置对脱水后的HDPE-HIC容器进行封盖；然后用吊车和抓具将封盖后的HDPE-HIC容器从混凝土屏蔽容器中吊出，直接吊运至暂存设施进行暂存处理，或是吊装入屏蔽运输容器后，再由屏蔽运输容器运送至废物暂存设施进行暂存处理。与现有技术相比，本发明核设施放射性湿固体废物处理方法通过将湿固体废物直接装填进HDPE-HIC容器并进行脱水的方式，减小了废物的体积，不仅有利于最终废物最小化，而且提高了废物处理的安全性。附图说明下面结合附图和具体实施方式，对本发明核设施放射性湿固体废物处理方法进行详细说明。图1为现有核设施放射性湿固体废物水泥固化技术的工艺流程图。图2为本发明核设施放射性湿固体废物处理方法的工艺流程图。具体实施方式为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。HDPE-HIC容器(HighDensityPolyethyleneHighIntegrityContainer，高密度聚乙烯高整体容器)是一种由高密度聚乙烯(HighDensityPolyethylene，HDPE)材料滚塑加工而成的容器，其具有较高化学稳定性、热稳定性、耐生物降解以及耐辐照等性能，预期使用寿命为300年。HDPE-HIC容器能够对低、中放射性湿废物进行直接包装，不会导致待处理废物的增容。因此，本发明提出了一种以HDPE-HIC容器作为低、中放射性湿固体废物包装容器的废物处理方法，其步骤为：首先利用配套设备更换/收集废滤芯、废树脂等放射性湿固体废物，并将其直接装填进HDPE-HIC容器中；然后对装有湿固体废物的HDPE-HIC容器进行脱水，直至容器中游离水含量满足低中水平放射性固体废物的浅地层处置要求；最后将脱水后的HDPE-HIC容器转运至废物暂存设施进行暂存处理。本发明核设施放射性湿固体废物处理方法根据处理湿固体废物的不同类型分为废滤芯处理方法和废树脂(包括活性炭)处理方法，以下将结合图2所示的工艺流程图分别对二者进行详细说明。本发明废滤芯处理方法的步骤为：1)废滤芯更换：利用废滤芯更换装置将水过滤器中不满足使用要求的废滤芯取出，并检测废滤芯的表面剂量率：如果废滤芯剂量率未超过限值，则将其放入屏蔽转运容器中，且每个容器仅装一个废滤芯；如果废滤芯剂量率已超过限值，则将其放入暂存容器贮存衰变，待废滤芯剂量率降低至不超过限值后，再利用废滤芯更换装置将废滤芯取出，装入屏蔽转运容器中；采用废滤芯暂存技术是为了降低废滤芯的放射性水平，以防止HDPE-HIC容器累积吸收剂量超过限值要求；另外，将暂存后的废滤芯装入屏蔽转运容器时，可以从暂存容器中选取合适尺寸的滤芯，通过合理搭配不同尺寸的滤芯，来提高HDPE-HIC容器中废滤芯的装填量；2)废滤芯转运：通过转运小车将装有废滤芯的屏蔽转运容器运至HIC装填站；3)废滤芯装填入HDPE-HIC容器：利用吊车将屏蔽转运容器吊起并送至位于混凝土屏蔽容器内的HDPE-HIC容器正上方；打开屏蔽转运容器底部的盖子，使废滤芯落入HDPE-HIC容器中；确认废滤芯落入HDPE-HIC容器中后，吊车再将屏蔽转运容器吊回转运小车上；重复前述步骤，直至HDPE-HIC容器中装满废滤芯；4)HDPE-HIC容器脱水：利用脱水装置对装填满废滤芯的HDPE-HIC容器进行数个脱水循环(每个脱水循环为数小时，暂停一段时间后再进行数小时脱水，依此往复)，当脱水基本完成时，将最后一次从HDPE-HIC容器中脱出的水排入脱水检测槽，通过测量脱水检测槽中液体体积判断HDPE-HIC容器中游离水量是否小于1％：若液体体积小于HDPE-HIC容器中废物体积的1％时，停止脱水；反之，重复进行脱水，直至脱水检测槽中液体体积小于HDPE-HIC容器中废物体积的1％；5)HDPE-HIC容器封盖暂存：利用封盖装置对脱水后的HDPE-HIC容器进行封盖；可以用吊车和配套抓具将封盖后的HDPE-HIC容器从混凝土屏蔽容器中吊出，装入屏蔽运输容器而转运至废物暂存设施进行暂存处理，也可以用吊车和配套抓具将封盖后HDPE-HIC容器直接吊运至暂存设施进行暂存处理。本发明废树脂处理方法的步骤为：1)废树脂收集：利用废树脂贮槽收集核设施除盐床中的废树脂；当被水力冲排到废树脂贮槽中的废树脂满足排放要求时，废树脂将从废树脂贮槽中通过自重或由水力喷射装置喷射而排入废树脂输入管线，废树脂排出时会获得一定流速而避免废树脂在管道输送中堵塞管道及阀门；2)废树脂输送：废树脂通过废树脂输送管线进入与输送管线末端相连的废树脂填充装置，并由设置于废树脂填充装置上游输送管线上的在线取样装置进行取样；废树脂在线取样装置的取样频率和取样体积可以根据实际需要进行设定；3)废树脂装填入HDPE-HIC容器：经取样后的废树脂通过填充装置排入到位于混凝土屏蔽容器内的HDPE-HIC容器中，装填体积由配置在填充装置上的液位开关或液位计进行监控；由于废树脂填充装置安装在HDPE-HIC容器上方，并与HDPE-HIC容器口紧密连接，因此能够防止放射性树脂的外溅或带有放射性的气溶胶外溢；4)HDPE-HIC容器脱水：HDPE-HIC容器中的废树脂达到预定体积后，利用脱水装置对HDPE-HIC容器进行数个脱水循环(每个脱水循环为数小时，暂停一段时间后再进行数小时脱水，依此往复)，当脱水基本完成时，将最后一次从HDPE-HIC容器中脱出的水排入脱水检测槽，通过测量脱水检测槽中液体体积判断HDPE-HIC容器中游离水量是否小于1％：若液体体积小于HDPE-HIC容器中废物体积的1％时，停止脱水；反之，重复进行脱水，直至脱水检测槽中液体体积小于HDPE-HIC容器中废物体积的1％；5)HDPE-HIC容器封盖暂存：利用封盖装置对脱水后的HDPE-HIC容器进行封盖；可利用吊车和专用抓具将封盖后的HDPE-HIC容器从混凝土屏蔽容器中吊出，然后装入屏蔽运输容器运送至废物暂存设施的进行暂存处理，也可利用吊车和专用抓具将封盖后HDPE-HIC容器直接吊运至暂存设施进行暂存处理。通过以上描述可知，本发明核设施放射性湿固体废物处理方法至少具有以下有益效果：第一，采用HDPE-HIC容器直接装填放射性湿固体废物，与传统的水泥固化增容技术相比，更有利于实现放射性废物最小化，不仅与国家法规要求的废物处理发展方向一致，而且会因为废物包体积的减小而降低废物包处置费，具有较好的经济性；第二，所需设备较少，且均为模块化设备，结构也较为简单，因此设备的制造与安装周期较短，后期运行与维护的成本和难度都较低；第三，废物输送、转运均在管道或密闭的容器中进行，废物在装填HDPE-HIC容器时与HDPE-HIC容器口紧密连接，因此能有效防止放射性物质外溢；同时，HDPE-HIC容器放置在混凝土屏蔽容器中，有利于降低操作人员受照剂量；HDPE-HIC容器处理过程中所用设备均通过远程控制操作；以上措施都提高了废物处理的安全性；第四，废树脂输送管线上配置有在线取样装置，因此能够及时获得废物包中放射性物质的核素成分和活度水平，能够提前制定合理的技术方案对废物包进行安全、经济的暂存、运输和处置，有利于提高放射性废物处理的效率。可见，与现有技术相比，本发明核设施放射性湿固体废物处理方法通过HDPE-HIC容器与其他配套设备组合使用，有利于最终废物的最小化，且提高了废物处理的安全性。根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。