本发明涉及一种核电站pva产品处理系统及方法，属于核污染固体废物处理技术领域。
背景技术
国内核电站运行期间产生的固体废物有两个主要来源，其一为放射性废水浓缩固化物(一般为水泥固化体)，第二类是维护检修时产生的固体废物，包括废弃机械零件和大量的人员防护用品，此类废物亦称技术废物。一般而言，技术废物的年产生量为200桶(200l钢桶，55加仑)左右，体积约为45m3，约占核电站放射性固体废物总量的30～40％。由此看出，采用适当的技术措施，减少此类废物的体积，是完善核电站放射性固体废物管理的一个重要方面。
技术废物所含主要污染核素为60co、58co、54mn、59fe、51cr、134cs、137cs、95zr、95nb等，平均放射性比活度为1.96×105bq/kg。电站辐射防护产生大量的纸衣、气衣、气面罩等等，检修中还会产生大量的薄膜制品、拖布、抹布、头套和鞋套等配件产品，这些废物对电站固废产量贡献较大，目前只能通过压缩处理，处理手段较落后，减容效果不理想。
pva是一种可生化性能较差的高聚物，一般其bod/cod<0.5％，需要通过化学方法进行降解。pva产品全部遇热水溶解，核电厂产品一般采用高温溶解pva材料。pva纤维可粗分为低温溶解(0～40℃)、中温溶解(41～70℃)和高温溶解(71～100℃)三类。薄膜制品，如清洁废物收集袋、放射性废物收集袋、封口式废物收集袋大约在80℃开始溶解。非编制品，如工作服，头套，薄膜，抹布和拖布大约在90到95℃开始溶解。
技术实现要素：
为克服现有技术的不足，本发明的目的在于提供一种核电站pva产品处理系统及方法。
为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：
一种核电站pva产品处理系统，其中，包括溶解罐、过滤器、热氧化器及骤冷罐；
所述溶解罐设有pva产品投放口、溶解水入口及化学药品添加口；
所述溶解罐溶液出口通过第一连接管与过滤器入口连接，该第一连接管上有一支路并与该支路形成一第一交汇点，于第一交汇点处设有一第一换向阀，该支路上设有第一冷却器，第一冷却器出口连接溶解罐一入口；
所述过滤器滤液出口通过第二连接管与所述热氧化器的入口连接，所述热氧化器的出口与所述骤冷罐的入口连接，所述骤冷罐设有气体排出口及液体排出口。
优选的，所述溶解罐溶液出口与第一交汇点之间设有第一输送泵；
所述过滤器滤液出口与所述热氧化器入口之间依次设有液体缓冲罐及第一计量泵；
所述化学药品添加口处通过第三连接管与一化学药品贮罐连接，该第三连接管上设有第二计量泵。
优选的，所述溶解罐及与第一冷却器连接的管道外包覆一层绝热层；
所述溶解罐及第一冷却器之间的连接管道为316不锈钢管，所述第三连接管为不锈钢管。
优选的，所述骤冷罐还设有一个冷却水入口，所述冷却水入口末端连接一冷却水喷洒布水装置，用于将高温水蒸气冷凝；
所述液体排出口有两个，其中，一个液体排出口与放射性废物系统或电厂排放管道连接，另一个液体排出口通过第二输送泵及第四连接管与溶液罐入口连接，所述溶液罐出口通过第三输送泵与溶解罐的入口连接，用于回收利用骤冷罐中的水溶液。
优选的，所述第四连接管于第二输送泵后有一支路，该支路上设有一第二冷却器，该支路与第四连接管形成一第二交汇点，于该第二交汇点处设有一第二换向阀，该支路末端为一冷却水喷洒布水装置并与骤冷罐内腔相通，用于将冷却后的溶液用作骤冷罐的蒸汽冷却水，不再需要外界提供冷却水。
优选的，所述溶解罐顶部通过一管道与骤冷罐顶部连通，该管道上设有一安全阀，用于防止溶解罐内气压过大。
优选的，所述热氧化器与一风机连接，用于为热氧化器提供600℃以上的热空气。
优选的，所述热氧化器内设置一催化处理室，该催化处理室内设有一铂金属催化反应层。
优选的，所述溶解罐配有水平探测系统和控制系统，输出量与plc系统相接。
优选的，所述骤冷罐气体排出口配置一微粒空气过滤器。
优选的，所述溶解罐及过滤器还分别连接一泥浆罐，用于储存未溶解的pva产品配件及过滤出的颗粒物或废弃滤芯，包括不可溶的拉链、线头、尼龙搭扣等或者其他误放入溶解罐内的东西，例如橡胶手套或其他工具。
所述泥浆罐由高密度聚乙烯材质制成，与其相连的管道为pvc材质。
本发明的处理系统含有操作员界面，安全和运行联动装置，自动关闭电路，刻度校准和必要的手动系统。本发明的处理系统与其它核电站设施系统通过程序逻辑控制系统相连。
本发明所述的pva产品包括防护服、薄膜制品、拖布、抹布、头套及鞋套等配件产品。
本发明进一步提供了一种核电站pva产品处理方法，包括如下步骤：
(1)溶解及冷却：将固体废物装入溶解罐中，系统开始运转后，通过溶解水入口向溶解罐加水，当达到预定液位后，加热溶解罐中的水至30-115℃，pva产品基本溶解；
向溶解罐中添加过氧化氢溶液，将pva溶液转化为乙酸、甲酸及其他有机中间体的混合物；
调整第一换向阀，使溶解罐中的溶液在流经第一冷却器进行热交换，再返回溶解罐，直至温度降低到70℃以下；
(2)过滤：调整第一换向阀，使溶解罐中的溶液进入过滤器，在过滤器中除去溶液中的小颗粒及放射性物质；
(3)热氧化：过滤器中流出的滤液进入热氧化器，利用热氧化器内的高温热空气的富氧环境将滤液中的有机物氧化为二氧化碳和水；
(4)冷却及产物排放：热氧化器中的溶液及气体进入骤冷罐中降温，气体通过顶部的气体排出口排出，液体经液体排出口排出。
所述的核电站pva产品处理方法，其中：
步骤(3)中，当空气中氧气含量不足时，氧化过程中会产生一氧化碳，可以将气体引入热氧化器内的催化处理室，将一氧化碳转化为二氧化碳；
步骤(4)中，所述液体排出口有两个，一个与液体放射性废物系统或者电厂排放管道连接，另一个通过第二输送泵将液体输送至溶液罐，继而为溶解罐提供溶解用水；从骤冷罐中排出的部分液体可经冷却器冷却返回骤冷罐作为高温蒸汽的冷却水，不需外加冷却水。
相对于现有技术，本发明的有益效果在于：
本发明的一种核电厂pva产品处理系统和方法，是将用完的pva产品包括防护服、抹布、拖布、薄膜等统一装到可以溶解的pva废物袋里，不需要进行分类，成袋的产品直接放进溶解罐里。处理系统是全自动的，只需要在触摸屏上启动相应的操作按钮，处理器就开始自动运行，通过溶解、过滤、热氧化、骤冷及产物排放四个主要工艺步骤，4个小时以后，处理过程结束，将带有辐射物质的pva产品转化为无放射性的水和二氧化碳。本发明的应用可有效地减少核电厂运行过程中固体放射性废物的堆积和处置数量，仅为现有运行方式的30％，减容效果明显，是一项具有吸引力和实用性的的实现放射性废物体积最小化的技术。符合核电站放射性废物最小化管理的要求，工艺和设备较为简单，占地面积小，操作方便，环境友好，具有较好的应用前景。
附图说明
图1为本发明的整体结构示意图；
附图标记说明：溶解罐1、过滤器2、热氧化器3、骤冷罐4、产品投放口5、溶解水入口6、化学药品添加口7、第一连接管8、支路9、第一交汇点10、第一换向阀11、第一冷却器12、第二连接管13、气体排出口14、第一输送泵15、液体缓冲罐16、第一计量泵17、第三连接管18、化学药品贮罐19、第二计量泵20、液体排出口a21、液体排出口b22、第二输送泵23、第四连接管24、溶液罐25、第三输送泵26、支路27、第二冷却器28、第二交汇点29、第二换向阀30、安全阀31、风机32。
具体实施方式
现结合实施例及附图对本发明进一步详细的说明。应当理解，本实施例仅用于说明本发明，而不用于限定本发明的保护范围。
实施例1一种核电站pva产品处理系统
一种核电站pva产品处理系统，其中：包括溶解罐1、过滤器2、热氧化器3及骤冷罐4；
所述溶解1设有pva产品投放口5、溶解水入口6及化学药品添加口7；
所述溶解罐1溶液出口通过第一连接管8与过滤器2入口连接，该第一连接管8上有一支路9并与该支路9形成一第一交汇点10，于第一交汇点10处设有一第一换向阀11，该支路9上设有第一冷却器12，第一冷却器12出口连接溶解罐1一入口；
所述过滤器2滤液出口通过第二连接管13与所述热氧化器3的入口连接，所述热氧化器3的出口与所述骤冷罐4的入口连接，所述骤冷罐4设有气体排出口14及两个液体排出口。
所述溶解罐1溶液出口与第一交汇点10之间设有第一输送泵15；
所述过滤器2滤液出口与所述热氧化器3入口之间依次设有液体缓冲罐16及第一计量泵17；
所述化学药品添加口7处通过第三连接管18与一化学药品贮罐19连接，该第三连接管18上设有第二计量泵20。
所述溶解罐1及与第一冷却器12连接的管道外包覆一层绝热层；
所述溶解罐1及第一冷却器12之间的连接管道为316不锈钢管，所述第三连接管18为不锈钢管；
所述溶解罐1顶部通过一管道与骤冷罐4顶部连通，该管道上设有一安全阀31，用于防止溶解罐1内气压过大。
所述骤冷罐4还设有一个冷却水入口，所述冷却水入口末端连接冷却水喷洒布水装置，用于将高温水蒸气冷凝；
所述骤冷罐4的两个液体排出口，其中，液体排出口a21与放射性废物系统或电厂排放管道连接，另一个液体排出口b22通过第二输送泵23及第四连接管24与溶液罐25入口连接，所述溶液罐25出口通过第三输送泵26与溶解罐1的入口连接，用于回收利用骤冷罐4中的水溶液；
所述第四连接管24于第二输送泵23后有一支路27，该支路27上设有一第二冷却器28，该支路27与第四连接管24形成一第二交汇点29，于该第二交汇点29处设有一第二换向阀30，该支路27末端为一冷却水喷洒布水装置并与骤冷罐4内腔相通，用于将冷却后的溶液用作骤冷罐4的蒸汽冷却水，不再需要外界提供冷却水；
所述骤冷罐4的气体排出口14配置一微粒空气过滤器。
所述热氧化器3与一风机32连接，用于为热氧化器3提供600℃以上的热空气，所述热氧化器3内设置一催化处理室，该催化处理室内设有一铂金属催化反应层。
实施例2一种核电站pva产品处理方法
本发明进一步提供了一种核电站pva产品处理方法，包括如下步骤：
(1)溶解及冷却：将pva防护服装入溶解罐1中，启动溶液输送泵26将水从溶液罐25输送至溶解罐1中，溶解罐1配有水平探测系统，输出量与plc系统相接，当达到预定液位后，停止加液。待溶解罐1中水被加热到110℃后，pva产品可以完全溶解为约8％的pva溶液，溶解过程中，第一输送泵15连续运转保证了混合物混合均匀。一旦pva材料完全溶解，即启动计量泵20，从化学药品贮罐19中将定量的过氧化氢作为氧化剂通过第一计量泵17加入溶解罐1中，一段时间后，所有可溶解的pva材料都转化为一种弱有机酸溶液，其中主要包括乙酸、甲酸以及其他有机中间体。随后通过地一冷却器12对溶解液进行冷却，待混合物被冷却到一定温度后，进入过滤系统；
(2)过滤：调整第一换向阀11，使溶解罐1中的溶液在第一输送泵15作用下进入过滤器2，在过滤器2中除去溶液中的小颗粒及放射性物质，然后将过滤后的滤液转移到液体缓冲罐16中；
(3)热氧化：液体缓冲罐16中的液体通过第二计量泵20定量加入热氧化器3中，风机32将600℃以上的热空气引入热氧化器3中，利用热氧化器3内的高温热空气将滤液中的有机物(包括甲酸、乙酸等)氧化为二氧化碳和水，由于部分有机物会发生不完全氧化，因此有少量一氧化碳生成，将含有一氧化碳、二氧化碳和水蒸气的混合气体进入到催化处理室，一氧化碳在铂金属催化的高温条件下转化成二氧化碳；
(4)冷却及产物排放：热氧化器3中的溶液及气体进入骤冷罐4中，在骤冷罐4中用冷却水将高温溶液中的水蒸气进行冷凝。气体通过顶部的气体排出口14排出，该气体排出口14与电厂排风口连接，液体一方面可以经液体排出口a21排放到液态放射性废物系统或电厂排放管道，另一方面可作为水溶液注入溶液罐25继而加入溶解罐1循环使用。其中，骤冷罐4中的部分液体经由第二冷却器28换热后可作为骤冷罐4的高温蒸汽冷却水使用，不需再外加冷却水。
本实施例运行成本主要包括水、电、试剂、滤芯和垫圈的消耗及残余废物和二次废物的处理费用。pva产品溶解系统本身的运行费用(水、电及化学试剂)约为2.54元/公斤pva产品。以秦山2期为参考，总计20万件的pva防护服总重约为42720公斤，处理这些防护服所需要的成本(水、电及化学试剂)约为10.85万元。pva产品处理系统运行需要2人，按照3.5万元每人每年计算，则全年人工成本为7万元。因此，防护服的运行成本为17.85万元。
防护服最终产生的废物主要包括防护服不可溶部分和滤芯部分。20万件防护服的体积约为2000m3，使用本发明的pva产品处理系统及方法，防护服的减容比约为1000：1，所以20万件防护服最后产生的废物体积仅为2m3。20万件防护服产生的废弃滤芯的体积为0.25m3。最终废物的暂存、运输和处置费用分别为6万元，3.75万元和3万元。
综合计算得运用本发明的一种核电厂pva产品处理系统和方法可使42720公斤、2000m3的pva产品的运行成本和废弃物处理总费用仅为30.6万元。
本发明的实施例内容揭露如上，然而本实施例并非用以限定本发明实施的范围，依据本发明的权利要求书及说明内容所作的简单的等效变化与修饰，仍属于本发明技术方案的范围内。