[发明专利]一种高放废液玻璃固化系统及其固化方法

说明书

本发明公开了一种高放废液玻璃固化系统及其方法，高效废液经计量后送入反应釜，在反应釜内负压蒸发干燥后再经高温煅烧，反应釜出来的废气经两级冷却塔冷却吸收后，进入脱硝塔脱硝处理后排放，再通过反应釜驱动机构将反应釜转移至搅拌工位，加入清洁水并采用搅拌装置搅拌，再转移至混料工位，通过压缩空气转料装置将反应釜内浆料转移至混料机内，加入玻璃形成剂进行混料，再次通过压缩空气转料装置将混料机内浆料转移至装料机，装料机内浆料经压缩空气推入料桶，最后料桶推入玻璃固化炉在加温下固化。本系统具有设备寿命长，可靠性高，处理过程安全可控，可实现遥控和自动化操作等优点。

技术领域

本发明属于核工业产生的乏燃料处理技术领域。具体涉及乏燃料后处理过程中产生的大量高放废液的玻璃固化处理系统及其工艺方法。

背景技术

据国家核能相关领域权威专家介绍，中国未来将更加重视核电发展，中国核电建设将进入全新时代。据有关规划，到2020年我国运行核电和在建核电将达到8800万千瓦规模，核电站乏燃料累积量7000余吨，到2025年累积量14000余吨。乏燃料是一种宝贵的资源，其中还含有许多有用的未裂变和新生成的核素如U-235、U-233、Pu-239、Si-90、Ci-137等，处理不当会成为一种环境负担，因此对乏燃料进行处理，回收有用核素，处置无用的有害放射性物质是核燃料资源循环利用的重要环节。在乏燃料后处置技术领域，水法后处理技术是目前唯一有工程应用的后处理技术，干法和超临界流体萃取法是待开发的新技术。水法后处理技术是专门为提取回收乏燃料中有用核燃料U、Pu设计的，利用萃取剂对U、Pu选择特点实现U、Pu与其他放射性物质分离，最新发展的乏燃料后处理/分离一体化流程，不仅可以实现U、Pu的回收，还能够实现MA和LLFP的分离。乏燃料经过处理，提取了有用核素的残留废液具有很高的放射性，如果没能得到妥善处置，一旦发生泄漏将对人类生存环境构成潜在危害，必须寻求更加经济可行的技术对乏燃料高放废液进行安全处理处置。

一座大型核燃料处理厂每年处理的高放射性废液约7300m³，硝酸浓度约为2.77mol/L，总γ放射性活度浓度约为1.34×10¹²Bq/L(氚除外)，氚的放射性浓度为2.1×10⁹Bq/L；每年处理的中放射性工艺废液约8400m³，硝酸浓度约为2.0mol/L，总γ放射性活度浓度约为4.57×10⁸Bq/L(氚除外)，氚的放射性浓度为2.1×10⁶Bq/L。中放非工艺废液中，减性去污液约4600m³，放射性活度浓度约为4×10⁸Bq/L；酸性去污液约4000m³，放射性活度浓度约为4×10⁷Bq/L；放射性橙区地面去污液每年约3600m³，放射性活度浓度约为4×10⁴Bq/L。可见处理乏燃料后处理中高放废水是一项极具挑战性的工作，面临几大不利因素：①高的辐射场环境条件，这使得几乎全部的操作过程必须实现遥控操作，非常高的辐射场因辐照效应还会使很多的自动控制执行元器件寿命短，微信号的输入输出会受到辐射干扰或失真；②高化学腐蚀和高辐复合环境条件，使得传统化学工业得到成熟应用的防腐蚀的管道、阀门、反应器不再适用，因为高辐射会导致这些容易材料辐照分解，因而寿命短，必须采取特殊的辐射防护设计；③高温、高化学腐蚀复合条件下会极大加强材料的化学腐蚀，必须开发适合这类环境条件的材料和元器件；④高放废水处理属于环境风险很高的核设施，对事故和正常工况下工艺过程中放射性物质的包容可靠封、安全性以及运行过程中废物最小化要求极高，对工艺流程和相关装备的可靠性设计带来挑战。