[实用新型]核电厂放射性干废物的处理装置

说明书

技术领域

本实用新型涉及一种核电厂放射性干废物的处理，具体地说是一种核电厂放射性干废物的处理装置，特别是涉及一种采用真空热解方法的核电厂放射性干废物的处理装置。

背景技术

核电站在运行、检修期间，会产生包括工作服、工作鞋、纸、衣服、塑料、橡胶等在内的大量可压缩检修干废物，其体积为125m³/机组·年左右。此类废物产生后将废弃不用，但是由于其具有放射性，其中少部分表面剂量率＞2mSv/h，为避免废物中包含的放射性核素扩散危害公众和环境安全，需要对其进行整备处理。根据国家标准，核电厂放射性固体废物体积为处理后不大于50m³/机组·年，因此，需要对核电厂放射性可压缩废物进行妥善处理，以满足标准要求。

目前，现有核电厂放射性可压缩干废物处理在国内主要采用水泥固化或者压缩后加水泥固化的处理模式，该模式存在以下缺点。一是水泥固化方法使用大量水泥，使处理后的固体废物体积不仅不减容反而增容较大。二是水泥固化方法使用无机体材料固化有机体物料，经实践证明固化体在经过长期的储存过程中会发生辐解反应，辐解气体会使固化体破裂。三是压缩加水泥固化方法因物理压缩的局限性，经实践证明也只能达到不增容也不减容的效果。四是压缩加水泥固化方法因最终固体废物体积较大，地质处置费用较高，对环境影响较大。五是压缩加水泥固化方法本身固有的特点还决定了所需的工艺设备较多，接口复杂。

也有采用焚烧处理方法，其技术成熟，减容效果明显。但是，焚烧过程中会产生二恶英等有毒有害气体，对环境有一定影响，此外，焚烧炉的运行温度较高，维护成本较高。

发明内容

本实用新型的目的是提供一种采用真空热解方法的核电厂放射性干废物的处理装置。

本实用新型是采用如下技术方案实现其发明目的的，一种核电厂放射性干废物的处理装置，它包括真空热解炉，真空热解炉的出气口通过管道依序连接有前置过滤器、U型水罐、高效过滤器，高效过滤器的出口与水力喷射器的吸入口连接，水泵一端与水箱连接，另一端与水力喷射器的进水口连接，水力喷射器的喷射口与水箱连接；将干废物投入真空热解炉，产生的热解气体经前置过滤器过滤滤除颗粒物，通入U型水罐滤除可溶气体，经高效过滤器进一步滤除颗粒物后，不可溶气体经水力喷射器排出，真空热解炉中放射性干废物完全反应后的灰分从出料口导出进行水泥固化处理。

为热解发应完全，本实用新型真空热解炉内设有搅拌器。

为将U型水罐的热量导出，本实用新型U型水罐安装有外置热交换器。

本实用新型所述前置过滤器的滤芯为无纺布或尼龙网或铝波网，用于过滤≥5μm粒径的颗粒物；高效过滤器的滤芯为活性炭材料。

为实时检测尾气，本实用新型高效过滤器与水力喷射器的吸入口之间连接有尾气在线监测仪。

为调节真空热解炉内的真空度，本实用新型高效过滤器与水力喷射器的吸入口之间连接有流量调节阀；水泵与水力喷射器的进水口之间连接有水量调节阀。

本实用新型所述干废物包括工作服或工作鞋或运行及检修期间所产生的废塑料、橡胶中的一种或多种。

本实用新型真空热解炉的工作炉温为300℃～600℃，真空度为－0.6pa～－0.9pa。

由于采用上述技术方案，本实用新型较好的实现了发明目的，采用低温真空热解，方法可靠，装置简单，容易实现，产生的二次废物较少且不会产生二恶英等有毒有害气体，减容效果与焚烧相近，纯棉工作服可达到80:1以上的减容效果；显著降低了核电厂最终放射性固体废物的体积，缓解了核电厂放射性固体废物暂存库的暂存压力，极大的降低了放射性固体废物最终处置的成本，具有良好的经济性、环保性。

附图说明

图1是本实用新型的结构示意图。

具体实施方式

下面结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明。

由图1可知，一种核电厂放射性干废物的处理装置，它包括真空热解炉1，真空热解炉1的出气口通过管道依序连接有前置过滤器2、U型水罐3、高效过滤器4，高效过滤器4的出口与水力喷射器5的吸入口连接，水泵9一端与水箱连接，另一端与水力喷射器5的进水口连接，水力喷射器5的喷射口与水箱6连接；将干废物投入真空热解炉1，产生的热解气体经前置过滤器2过滤滤除颗粒物，通入U型水罐3滤除可溶气体，经高效过滤器4进一步滤除颗粒物后，不可溶气体经水力喷射器5排出，真空热解炉1中放射性干废物完全反应后的灰分从出料口导出进行水泥固化处理。