本技术属于高放废液分离策略下高释热玻璃固化容器领域,具体涉及一种放射性废物玻璃固化容器。
背景技术:
1、放射性废物的玻璃固化技术,尤其是成熟的硼硅玻璃体系,已有超过半个世纪的工程应用历史,仍是固化高放射性、强释热废液的最现实可行的方案。目前,世界上成功运行的后处理厂均采用玻璃固化技术将蒸发浓缩后的高放废液制成玻璃固化体,暂存一段时间后进行深地质处置。影响玻璃固化生产工艺和玻璃固化体稳定性的三个主要限制因素,即钼含量上限、贵金属含量上限,以及最大热功率都会影响玻璃固体废物中玻璃基体对放射性核素的包容率,从而影响最终的废物量。
2、对于由压水堆乏燃料后处理产生的高放废液制成的玻璃固化体,玻璃基体对放射性核素的包容率受钼含量和贵金属含量上限的制约,通用的玻璃固化产品容器uc-v完全可以满足玻璃体的散热要求。
3、在高放废液分离策略下,需要玻璃固化的废液流中钼和贵金属的含量显著降低,玻璃基体对放射性核素的包容率不再受钼含量和贵金属含量的限制,改由热功率的上限控制。若可以提高玻璃固化体的热功率上限,就能明显减少玻璃固体废物的产生量,符合“废物最小化”的原则。玻璃材质在较高温度时发生相转变(硼硅酸盐玻璃的这一相转变温度约为610℃),会导致玻璃固化体的结构遭到破坏,化学稳定性大幅降低,核素浸出率提高。为了避免玻璃固化体在贮存过程中局部过热,需要对高放废液分离策略下的玻璃固化产品容器进行重新设计,强化其导热能力。
技术实现思路
1、针对现有技术中存在的缺陷,本实用新型的目的是提供一种放射性废物玻璃固化容器,以增强高放废液分离策略下的玻璃固化容器的导热能力。
2、为达到以上目的,本实用新型采用的技术方案是:一种放射性废物玻璃固化容器,包括容器本体及导热件,所述容器本体用于放置高放废液制成的玻璃固化体,所述导热件设置于所述容器本体内,且所述导热件从所述容器本体的中心朝所述容器本体的内壁方向延伸,并与内壁贴合。
3、进一步,所述导热件包括第一导热片及第二导热片,所述第一导热片与所述第二导热片于所述容器本体的中心处交汇,分别朝所述容器本体的内壁方向延伸,且所述第一导热片与所述第二导热片之间呈夹角。
4、进一步,所述第一导热片与所述第二导热片之间的夹角为90°。
5、进一步,所述第一导热片与所述第二导热片上皆设置有流动孔道。
6、进一步,所述流动孔道阵列排布于所述第一导热片及所述第二导热片上。
7、进一步,所述流动孔道为矩形孔。
8、进一步,所述容器本体底部朝所述容器本体内凸起。
9、进一步,所述导热件包括多个导热格栅,多个所述导热格栅于所述容器本体中心处交汇,且分别朝所述容器本体内壁方向延伸。
10、本实用新型的效果在于:通过在容器本体中心设置朝内壁延伸的导热件,可以增加容器本体的导热,强化中心区域热量的导出能力。从而在满足安全要求的前提下,单个产品容器的热功率上限值提高至少30%,从而提高了玻璃基体对放射性核素的包容率,使得高放玻璃废物减容至少30%。
1.一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于,包括:
2.如权利要求1所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于:
3.如权利要求2所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于:
4.如权利要求2所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于:
5.如权利要求4所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于:
6.如权利要求4所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于:
7.如权利要求1所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于:
8.如权利要求1所述的一种放射性废物玻璃固化容器,其特征在于: