CN102646455B - 对放射性废弃物进行放射性去除的方法及其系统 - Google Patents

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Abstract

本发明是关于一种对遭受放射性物质污染的各种放射性废弃物中的放射性物质进行去除处理的方法以及系统,具体工艺流程包括:输送步骤,破碎步骤,压缩步骤,脱水预处理步骤,加热干化步骤,低温分解步骤,炭素化分解步骤,高温蒸发步骤,稳压调控步骤,逐步冷却步骤,炭素材料回收步骤,炭素微粉回收步骤,气液回收步骤,残留气体回收步骤、残留物最终处置步骤和放射性物质最终检测步骤。本发明能够对遭受放射性物质污染并处于混入状态下的无机物、有机物进行安全可靠的放射性物质去除处理,并且在此基础上将混入其中的无机物、有机物作为资源实现重新利用,从而可以提供一种更加稳妥、安全的放射性去除处理方法及其装置。

Description

对放射性废弃物进行放射性去除的方法及其系统
技术领域
本发明涉及一种对遭受放射性物质污染的各种放射性废弃物进行去除处理的实用方法以及系统,诸如对遭受放射性物质污染的植物、食品残渣、牲畜粪便、塑料、木片等有机废弃物,石块、砂石、土块、金属、有色金属等无机废弃物,有机废弃物与无机废弃物相互混合在一起的各种放射性废弃物等进行去除处理的实用方法以及系统。
背景技术
众所周知,以前对于这种遭受放射性物质污染的放射性废弃物(以下简称“放射性废弃物”)的去除处理,往往采用流水冲刷的方式进行净化去除处理(洗净去除法)或者采用机械去除法如剥除土壤的表皮等等。
参考文献1(日本原子能环境整备中心,1994,消除蔬菜类的放射性物质通报):
果实蔬菜如:黄瓜、茄子等,用水洗90Sr的50~60%可以消除。
叶菜如:菠菜,苘蒿等,通过煮沸处理,可以消除掉137Cs,131I,106Ru,50~80%;
酸腌黄瓜,放射性可消除掉90%。
参考文献2(原子能环境整备中心,1994《烹饪和食品加工的放射性核素的清除率》),自来水、牛奶中放射性物质的去除:
饮用水中的123I-,根据ferrocyan化铁离子交换树脂除去率达100%。
(渡利、今井、大桃9J-Nucl-Scl-&Tech,25,495,1998)日本国厚生省1986年《食品中放射性物质限制暂行条例》的基准。
日本国厚生省1986年《食品中放射性物质限制暂行条例》的基准。
文献3(Delmasra,1987:Ocker,1987《速冷冻肉类去放射性污然》健康物理学报65:216-217赫克特,美国能源部能源办公室1987年年报太平洋西北实验室弗朗西斯.欧塞尔):
冻结肉,解冻4~5小时,用10%食盐水清洗可以消除90~95%的137Cs。
但是以往的这些去除方法,就处理大宗放射性污染物而言,效果非常不理想,还有许多问题有待解决。诸如,采用洗净去除法进行放射性去除处理而使用的流水、剥落的土壤表皮的体积十分庞大,保管场所的整治工作非常困难,而对每件废弃物组成物质进行分类处理,则需要花费大量资金以及处理过程中难以避免的与施工人员接触等。
发明内容
为了解决以上不足之处,本发明的目的之一是提供一种对放射性废弃物进行放射性去除的方法。
本发明的另一个目的是提供一个对放射性废弃物进行放射性去除的系统。
为实现以上的目的,本发明采用如下技术方案来实现:
一种对放射性废弃物进行放射性去除处理的方法,包括如下步骤:
A.输送步骤,将放射性废弃物进行输送;
B.预处理步骤,使放射性废弃物的破碎程度、紧密程度、干燥程度达到预定目标,以利于后续步骤的进行;
C.热分解处理步骤,将经过预处理步骤的放射性废弃物分解为碳氢化合物;
D.末端处理步骤,对上述热分解处理步骤中产生的碳化物进行回收处理;
E.气液回收步骤,将上述预处理步骤、热分解处理步骤以及末端处理步骤所产生的热分解气体实施间接冷却,并对液化物和气体实施分离回收;
F.残留气体回收步骤,将气液回收步骤无法液化的气体进行回收;
G.放射性物质最终检测步骤,将经受过冷却回收后的放射性废弃物经过放射性最终检测。
其中,所述的预处理步骤B中,包括:
B1.破碎步骤,对放射性废弃物进行破碎化处理;
B2.压缩步骤,对放射性废弃物进行压缩处理;
B4.加热干化步骤,对放射性废弃物进行干燥。
其中,放射性废弃物中的水分含水率≥70%以上时,所述压缩步骤和加热干化步骤之间增设脱水预处理步骤B3。
其中,所述的热分解处理步骤C中,包括:
C1.低温分解步骤,对放射性废弃物进行低温热分解处理;
C2.炭素化分解步骤,对放射性废弃物进行高温热分解处理,得到碳化物;
C3.高温蒸发步骤,对放射性废弃物中的放射性物质铯实施汽化处理;
C4.稳压调控步骤,提供一个备用空间以确保气体膨胀所需;
C5.逐步冷却步骤,对放射性废弃物进行逐步冷却处理。
其中,所述的末端处理步骤D中,包括:
D1.炭素材料回收步骤,对上述碳化物连同混入在碳化物中的金属及其它物质进行破碎分离后,而只对炭素材料进行回收处理;
D2.炭素微粉回收步骤,对上述破碎分离后产生的炭素微粉进行回收处理。
优选的,
所述的加热干化步骤中的温度是80℃-210℃;
所述的低温分解步骤的温度是210℃-320℃;
所述的炭素化分解步骤的温度是410℃-530℃;
所述的高温蒸发步骤的温度是700℃;
所述的逐步冷却步骤的温度低于500℃;
所述的气液回收步骤的冷却温度低于50℃。
一种对放射性废弃物进行放射性去除处理的系统,包括依序连接的以下装置:
输送装置,用于把受放射性物质污染的放射性废弃物进行输送;
预处理装置,用于使放射性废弃物的破碎程度、紧密程度、加热干化程度达到预定目标;
热分解处理装置,用于将经过预处理步骤的放射性废弃物分解为碳氢化合物,
末端处理装置,用于对上述热分解处理步骤中产生的碳化物进行回收处理。
所述系统还包括气液回收装置,该气液回收装置与上述的预处理装置和热分解处理装置以及末端处理装置连接,用以对上述预处理、热分解处理及其末端处理中所产生的热分解气体实施间接冷却、并将液化物及气体进行分离回收;
该气液回收装置还连接有残留气体回收装置与放射性物质最终检测装置,该残留气体回收装置用以对上述气液回收步骤中无法液化的气体进行回收,该放射性物质最终检测装置用以对冷却回收后的放射性废弃物进行放射性的最终检测。
其中,所述的预处理装置,包括依序连接的以下装置:
破碎装置,用于对该放射性废弃物进行破碎处理;
压缩装置,用于对破碎放射性废弃物进行压缩处理;
脱水装置,用于对该放射性废弃物中的水分进行脱水作业;
干化装置,用于对该放射性废弃物进行干化。
其中,所述的热分解处理装置,包括依序连接的以下装置:
低温分解装置,用于对放射性废弃物进行低温热分解处理;
炭素化分解装置,用于对放射性废弃物进行高温热分解处理,制得碳化物;
高温蒸发装置,用于对混入在该放射性废弃物上的放射性物质铯实施汽化处理;
逐步冷却装置,用于对材料进行逐步冷却处理。
其中,所述的末端处理装置,包括依序连接的以下装置:
炭素材料回收装置,对上述碳化物连同混入在碳化物中的金属及其它物质进行分离后,只对炭素材料进行回收处理;
炭素微粉回收处理装置,对上述分离后产生的炭素微粉进行回收处理。
本发明采用的上述技术方案,具有以下优点:
本发明能够对遭受放射性物质污染并处于混入状态下的无机物、有机物进行安全可靠的放射性物质分离处理,并且在此基础上将混入其中的无机物、有机物作为资源实现重新利用,从而可以提供一种更加稳妥、安全的放射性去除处理方法及其系统;并且无须对放射性废弃物进行分类,所有物质几乎完全可以在混入的状态下进行处理,经过处理的物质残渣可以得到重新利用;与从前的放射性去除处理方法相比,放射性废弃物的残渣体积有望尽可能地缩小,最终保管场所也不必大量设置:鉴于混入在放射性废弃物中的各类物质对温度变化的反应各不相同,我们以这个特性为基础,利用温度变化对各类物质的特性加以利用,在氮气中防止发生氧化反应及还原反应的同时,对于各类物质对于温度变化的单独特性加以利用,以便通过热分解处理来促进各类物质的成分分离,例如,210℃以下时,对水分进行分离,达到320℃则对高分子化合物进行汽化,510℃以下只是加速炭素化的进程,达到671℃则会对铯汽化起到促进作用,我们可以对混入在放射性废弃物中的各类物质按照温度变化带对其组成结构进行分离。510℃时实现炭素化的有机物,随后可以在300℃以上的无氧状态保持其固有形态,而我们的设计是在温度达到671℃时只对铯汽化起到促进作用,然后再使用导管把各个温度带上所产生的气体状态的物体抽出,并且对其实施液态化或固态化处理后予以回收。就热分解处理装置而言,我们将氮气充斥各个反应室中,在不发生氧化反应、还原反应,杜绝自行发热的条件即可制造出炭素材料;在大力提高安全性、避免发生爆炸、意外着火等风险的同时,我们对放射性物质实施的放射性去除处理的同时,不但可以制造出碳化物T,而且还可以在一定程度上节约运行成本、缩短处理时间;在所有装置中,其启动、运转、加温、控制等所有工序均都要使用电力,尤其是成分分离工艺中的加温处理必须完全依仗电力,因此在作业过程中所产生的分解气体总量与原先制造碳化物T的那种方式相比会下降很多,而且即使存在需要向大气中排放的气体也都是纯粹成分的无害气体,因此只要我们配备一个相应的装置对其加以回收利用,即可彻底杜绝向大气层中排放的问题。另外,从遭受放射性物质污染的放射性废弃物中去除反射性物质,同时将混入其中的其它成分按照炭素原料、金属等分类予以回收,然后再分别作为原材料予以重新利用,这样做不仅可以实现资源的循环利用,同时还能减轻环境负荷;我们可以把遭受放射性物质污染的放射性废弃物的总体积进行减容化处理,作为经过放射性去除处理的放射性废弃物,其保管场所也将轻而易举的得到保证。
附图说明
图1是本发明对放射性废弃物进行放射性去除的方法的工艺流程图;
图2是本发明对放射性废弃物进行放射性去除的系统的结构示意图。
附图标记说明:
W-处理物;A-输送步骤;H-输送机械;B-预处理步骤;B1-破碎步骤;B2-压缩步骤;B3-脱水预处理步骤;B4-加热干化步骤;C-热分解处理步骤;C1-低温分解步骤;C2-炭素化分解步骤;C3-高温蒸发步骤;C4-逐步冷却步骤;C5-稳压调控步骤;D-末端处理步骤;D1-炭素材料回收步骤;D2-炭素微粉回收步骤;E-气液回收步骤;E1-冷却步骤;E11、E21-气液分离装置;F-残留气体回收步骤;F1-残留物固化;G1-残留物最终处置;G-放射性物质最终检测;E12、E22-液氧回收装置。
具体实施方式
图1是本发明工艺流程图,称所述放射性废弃物为处理物W。
对放射性废弃物进行放射性去除的方法包括:
输送步骤A,即用输送装置将处理物W往下游输送;
预处理步骤B,将通过输送步骤输送过来的处理物进行前期处理,使处理物的破碎程度、紧密程度、干燥程度达到预定目标,以利于后续步骤的进行;具体来说,其又包括:对处理物W进行破碎化处理的破碎步骤B1、对破碎处理物W进行压缩处理的压缩步骤B2、当处理物W中的水分含水率≥70%以上时,应首先对处理物增设脱水预处理步骤B3,然后再将处理物W中的水分进一步进行加热干化步骤B4。
然后是热分解处理步骤C,将经过预处理的处理物分解为碳氢化合物,其具体包括以下各步骤:利用氮气对处理物W中的高分子化合物进行热分解处理并分离的低温分解步骤C1,利用氮气置换法对处理物W中的其它有机物进行热分解处理而产生碳化物T的步骤即炭素化分解步骤C2,利用氮气对处理物W进行热分解处理、进而对其放射性物质铯实施汽化处理来去除其放射性的高温蒸发步骤为C3、炭素化分解步骤C2的氮气高温状态下所产生的炭化物T在达到发生氧化反应、还原反应所需温度之前对材料进行冷却处理的步骤为C4;
接下来是末端处理步骤D,用来对上述热分解处理步骤中产生的碳化物进行回收处理,包括以下两个步骤:通过热分解处理步骤C所产生的炭素材料连同混入在炭素材料中的金属及其它物质进行分离后,而只对碳化物T进行回收处理的步骤为D1,对处理物进行破碎分离时所产生的炭素微粉回收处理的步骤为D2。
对上述预处理步骤B、热分解处理步骤C及其末端处理步骤D所产生的热分解气体实施间接冷却、并将液化物及气体进行分离回收的气液回收步骤为E,将该气液回收步骤E所无法液化的气体进行回收所必须的残留气体回收步骤为F。
上述输送步骤A,输送机械H将遭受放射性物质污染的处理物W通过这种输送装置H上配备的多个收纳箱,将处理物W放入其中输送;从上述预处理步骤B开始到末端处理步骤D为止,其主要用途在于完成处理物W的输送工作。
就上述前处理步骤B而言,可根据处理物的实际内容配套常规的破碎机,但是,需要注意的是,处理能力的设计要完全适合于对处理物W进行破碎处理。压缩步骤的设计能够确保对破碎处理物W进行压缩步骤B2处理后,可实现对处理物W实施均匀加热,并且保证加热和热分解时间上的均一性,脱水步骤的设计要点在于,将处理物W中的水分进行去除处理的同时,努力提高热分解的效率并尽量缩短其分解时间。
举例来说,首先使用常规压缩设备,将各种混合在一起的破碎后大型处理物W(如包含有生活垃圾、医疗垃圾、塑料、轮胎、建筑垃圾、废弃家具等)厚度压缩至30~50mm左右的同时将其裁截成长度为1000~1800mm的标准块,然后再把这种大型处理物W原封不动地装入输送线上H;对于淤泥、泥土等物干化后,将其厚度压缩至30~50mm,堆积比重可达到材料比的2倍至3倍,这就是所谓的压缩成型。处理物W压缩成为带有诸凹面的形状,便于对处理物W进行均匀加热。就加热干化步骤B4而言,将处理物W在80℃-210℃之间进行加热,由此即可去除处理物W中的水分;加热的下限温度设置在80℃,处理物W中如果存在酒精类物质,那么这个临界温度正好是酒精物质开始蒸发的最低温度。上限温度设置在210℃则是考虑到了混杂在其中的塑料类物质(如聚乙烯、聚丙烯、聚苯乙烯等)的热分解初始温度问题,这个温度正好低于塑料热分解的临界温度。因此,加热干化步骤B4的加热温度设置在210℃。另外,对于加热干化步骤B4所使用的加热材料而言,为了在正常条件下进行加热作业,就必须防止水分中可能含有的氯离子渗透问题,因此选用塑料、金属等密闭式发热体;对于陶瓷发热体来说,由于分解气体会发生渗透、炭素化,其本身存在电导体之虞,因此不宜使用。另外,考虑到低温分解步骤C1中高分子化合物的汽化问题,因此将处理物W的含水率控制在15%以上;在脱水预处理步骤的隔离室中设置三个反应室,三个反应室之间都要设置关闭自如的阀门,各个反应室的室内温度则通过温度传感器进行监控,并且通过自动启停的方式来调节温度。为了解决含水率≥70%以上时,应首先应对处理物增设脱水预处理步骤B3来提高效率。例如:市政污泥压滤脱水的方法或近年来污泥干化技术领域常见的增钙干化方法等。
就热分解处理步骤C而言,低温分解步骤中在设计上充分考虑到了下述问题,即:将混入在处理物W中的塑料等高分子化合物是利用通过氮气对其进行热分解处理并将处理物进行分离汽化,该技术装备的设计要点,是鉴于混入在处理物W中的多种多样的废弃有机物,通过利用氮气对其进行热分解处理从而制造出碳化物T;高温蒸发步骤的设计要点,是对放射性物质“铯”实施高温状态下汽化处理来去除其放射性;上述材料冷却步骤的设计要点在于,通过无氧状态下所制造的碳化物T,在其温度达到发生氧化反应、还原反应所需温度之前即可进行冷却处理。在这种情形下,为了防止输送设备H在高温蒸发装置与逐步冷却装置之间发生剧烈的热膨胀,为了避免内气压的剧烈变化,我们特意设置了稳压调控装置。
就低温分解装置而言,将处理物W在210℃-320℃之间进行加热,高分子化合物即可分解、汽化;加热下限温度设置之所以在210℃,是因为塑料类物质(如聚乙烯、聚丙烯、聚苯乙烯等)在此温度以上就会开始发生热分解;加热温度一旦达到340℃,那么混入处理物W中的聚苯乙烯就会达到着火的温度,因此我们把上限温度设置为320℃。另外,对于发热结构及其组成成分发热体而言,低温分解步骤使用与脱水装置相同的发热结构以及发热体,将处理物W的水分含有率控制在15%以上;在低温分解装置中,塑料往往含有氯离子,在塑料分解时所产生的氯气可以作为氯化氢来加以回收;因此,我们在低温分解装置的隔离室中设置了两个反应室,两个反应室之间都要设置关闭自如的阀门,各个反应室的室内温度则通过温度传感器进行监控,并且通过通电或停电的方式来调节温度。
就炭素化装置而言,将处理物W在410℃-530℃之间进行加热,把去除掉高分子化合物的处理物W分离成炭素以及其他成分。加热下限温度之所以为410℃,是因为处理物W内的有机物以外的其他无机物一旦到了这个温度就会开始发生成分分离,而530℃正是有机物分解时所可能产生的一氧化碳着火的下限温度;因此,我们将加热温度上限设置为530℃。另外,我们在炭素化装置的隔离室中设置了四个反应室,四个反应室之间都要设置关闭自如的阀门,各个反应室的室内温度则通过温度传感器进行监控,并且通过通电或停电的方式来调节温度。就高温蒸发步骤而言,我们将其加热温度设置在700℃是出于下列考虑:放射性物质铯发生汽化的温度(沸点)为671℃,如若还有残存水分的话,那么即使其中残存有氯化钠(NaCl)、氯化钾(KCl)等氯化物成分,在700℃温度下也不至于发生成分分解。在高温蒸发步骤C3之前的相关工序中,处理物W的构成仅仅是无机物和碳化物T,而碳化物T所在的反应室中只要没有氧气存在,那么金属类物质的沸点当在1000℃以上,炭素材料的沸点则在3000℃以上;我们所设置的条件必须能够维持各种物质的相关特性,而只有铯的汽化温度为671℃,因此我们把加热温度设置为700℃。
就稳压调控装置而言,是在上述高温蒸发装置中已经达到700℃高温的输送设备H以及碳化物T,输送至冷却室时,在逐步冷却装置隔离室中的残存热分解气体将会剧烈升温,为了防止出现剧烈的热膨胀以及内气压的剧烈变化等不利现象,设置了稳压调控装置;稳压调控装置并没有安装加热专用设备及冷却专用设备,运做完全取决于在各个隔离室的阀门开放之际才开始投入运行的冷却装置,由于剧烈的温度变化导致其内气压上升时为了确保其剩余膨胀气体需要拥有一个备用空间,为了确保逐步冷却装置的隔离室中剧烈膨胀的高温气体不至发生转移,我们必须充分保障隔离室之间的阀门的开放时间,而且对于阀门开放必须严格控制、缓缓启动。不仅如此,逐步冷却装置对于高温碳化物T的温度要求低于500℃,也完全可以避免发生氧化反应、还原反应,氮气隔离室是氮气制造所必须的条件,由于沿着隔离室内壁面的部分具有间接冷却效应的热传导性,每隔100mm就会配置一根对于分解气体(空气中的氧和氮)具有抗腐蚀性的金属导管,通过内部冷却剂的循环运行从而确保其冷却功能。另外,我们在逐步冷却装置I1,I2的隔离室中设置了四个反应室,四个反应室之间都要设置关闭自如的阀门,各个反应室的室内温度则通过温度传感器进行监控,并且通过通电或停电的方式来调节温度。
当各个隔离室内为还原气体及液化气增加的时候,从处理物W中可能会产生气体膨胀;另外由于自身发热等原因,温度或许会出现剧烈的变化,因此我们希望在各个配备各种监测仪器,以便实施控制管理。
更加具体的情况如下所示:脱水预处理步骤以及热分解处理步骤在隔离室的形状全部呈圆筒形,这种结果可以使其内部产生的气体以及由外部注入的氮气等在隔离室中不会以直角或直线的形式发生碰撞,高热气体因此毫无容身之地。隔离室内部的侧壁形状呈不规则凹凸状,由于内壁凹凸不平,隔离室内的高热气体运动方向不会是一条直线,在这种情况下对于高热气体容易进行搅拌,因此只要对于处理物W实施均匀加热,即可缩短处理时间。为了对高热气体实施搅拌,我们在隔离室内的顶端选择了四个位置来安装风机,这些风机的搅拌能力(运转速度)各异,风机方向与室内侧壁方向呈倾斜角度安装,在风机作用下高热气体在凹凸不平的侧壁反复碰撞,然后毫无规则地发生反弹,室内的高热气体随之更加剧烈地搅拌起来,隔离室内的温度差于是趋近于平衡状态,我们就是通过这个原理来对处理物W实施均匀加热。
为了使隔离室底部具有一定的动力系统,以便使各个隔离室内的处理物W得以移动,我们安装了一个贯穿室内外的转动轴,转动轴贯通的隔离室外壁上带有一个密闭盖,可以利用室内气压将气压较高的氮气注入其中,而且具备防止隔离室内部所产生的气体向外部散发的密闭结构,其外侧的盖子上则带有冷却水循环系统。转动轴本身的外侧前端的中心则被彻底贯穿,贯穿洞的深度直达各个隔离室的隔热层前端,在这个空洞内设置有冷却水供给循环系统,这样就可以通过转动轴将其内部热量传导至外部,从而避免发生高温、火灾等等风险。
对于各个隔离室的隔热问题也必须十分注意,隔热混凝土、隔热金属如果长时间持续使用的话就会成为蓄热材料,室内、室外的温度可能会处于相同状态,这是极其危险的。因此,我们特意设计了空间隔热结构,具体地说就是采用带有玻璃棉的软板、硬板交叉式六重结构。从各个隔离室的外壁开始,软板与硬板层依照顺序相互交替,这样的结构我们一共设置了六层,室内处理物W在热分解时如若产生分解气体那么这些分解气体首先会进入室内第一层硬板的细孔中,这种气体在炭素化的情形下隔热效果十分理想;如果持续反应而导致分解气体隔热性能下降的话,那么通过第一层的热量交换处理即可恢复其原先的隔热效果,而且这种东西无须像隔热混凝土那样在热交换结束后立即对其实施保养,我们的设计宗旨就是力争缩短工期,为了降低部件的单价就必须大力降低保养费用,并且充分考虑到防止出现综合性价比恶化的问题。在定期检查的时候,务必对其隔热层进行检查,如若发现隔热效果有下降之虞、检查人员认定只需更换隔热层即可,那么在更换过程中整个装置不必长时间关机,因此,我们在安装的时候要充分考虑到隔热层的设置结构,隔热层前端以及最后部分的接续面不要处于相同的部位。另外,脱水装置、低温分解装置、炭素化装置、高温蒸发装置、稳压调控装置、逐步冷却装置等等都可以单独发挥这种隔热功能,但是在单独利用之时还要防止内部反应时所产生的分解气体、臭气等向外部扩散,因此必须在各个隔离室的前后设置一个用来密闭气体的内外隔绝室(密闭隔气室)。在这种情形下,水分去除装置和炭素化装置就要兼而用之,只要将加热干化装置的前端与逐步冷却装置的后端作为内外隔绝室并且设置一个密闭隔气室即可解决这个问题,而且还可以降低启动成本。
我们在水分去除装置和炭素化装置的入口、出口以及所有隔离室之间设置隔离壁,这种隔离壁一定要由热膨胀率较小的铸造材料制备,从而提高各个隔离室内的封闭水平,因此对其压着面必须通过机械加工的方法实施精密研磨。我们希望的阀门结构是这样的,将其设置在内部压较低的一侧,大致保持5%的倾斜度,通过自身重力以及压力和机械构件的作用来确保其密闭度。
就上述热分解处理步骤C而言,低温分解步骤C1、炭素化分解步骤C2以及高温蒸发步骤C3的作用,是利用从大气中提取的氮气,而后将其注入各个隔离室,并将空气置换成氮气,以便保证氮气置换时的顺利实施。这是因为,大气中的氮气具有非常稳定的性质。
就上述末端处理步骤D而言,我们的设计要点是这样的,在炭素材料回收步骤D1中将热分解处理步骤C所制造的碳化物T以及混入在碳化物T上的金属和其它物质进行破碎分离,而只对炭素材料进行回收处理。炭素微粉回收步骤D2的设计宗旨在于,将炭素材料回收步骤D1在破碎分离之际所产生的超微粉碳进行回收处理。
就上述气液回收步骤E而言,我们的设计宗旨是:对前处理步骤B、热分解处理步骤C以及末端处理步骤D中所产生的热分解气体进行间接冷却E1,E2,然后将其液化物与气体实施分离并加以回收。在这种情形下,该步骤具备将包括水蒸气在内的全部分解气体控制在50℃以下的间接冷却功能;为了将预处理步骤B、热分解处理步骤C以及末端处理步骤D中所产生的分解气体导入气液分离回收装置E11,E21,我们分别设置了保温管理导管装置以及通过间接冷却对液化物与气体实施分离并加以回收的液氧回收装置E12,E22。
就残存气体回收步骤F而言,我们的设计宗旨是将气液回收步骤E所无法液化的未液化气体进行回收处理。在这种情形下,气液回收步骤E所无法液化处理的低沸点气体可以作为能源来加以利用,或者作为冷却压缩的液化气体来加以回收,它可以具体选定到底应该采取哪种方法。
就残留物最终处置步骤G1而言,我们的设计宗旨是将通过气液回收步骤E经受过冷却回收处理、从含有放射性物质的液体中可以分离放射性物质。在这种情形下,将经受过冷却回收后的处理物经过放射性最终检测步骤G后,含有放射性物质的液化物质利用沸石、活性炭以及氰亚铁酸盐金属、氧化钙等混合,并将其凝集、固化,或者通过促进离子交换、利用永久磁石将离子交换完成后的铯进行分离沉淀后再分别予以回收;那些经过凝固后所回收的放射性物质,则在含铅玻璃水中进行胶合处理、以便对放射线的排出进行削减,在落实上述控制措施之后,再通过混凝土对其进行固化处理。通过这种方法,我们可以仅对放射性废弃物W中的对放射性物质进行回收,因此其总体积与处理前的处理物W相比会大幅度缩小;我们设计的保管场所是这样的,经过固化处理的处理物W的放射性物质会被放置在一个厚度为5m以上的混凝土容器里,这个混凝土由灌铅隔离墙所覆盖,其外部则用混凝土进行表面涂层,从而可以彻底杜绝放射线向外部排放的现象。上述各项装置中的任何一项在单独使用的情况下即可确保其基本功能,根据工作效率、热能效率的利用以及设置上所利用效率的需要,我们还可以将各个单元连接起来。
以上这些实施例仅是范例性的,并不对本发明的范围构成任何限制。本领域技术人员应该理解的是,在不偏离本发明的精神和范围下可以对本发明技术方案的细节和形式进行修改或替换,但这些修改和替换均落入本发明的保护范围内。

Claims (6)

1.一种对放射性废弃物进行放射性去除处理的方法,其特征在于,包括如下步骤:
A.输送步骤,将放射性废弃物进行输送;
B.预处理步骤,使放射性废弃物的破碎程度、紧密程度、干燥程度达到预定目标,以利于后续步骤的进行;
C.热分解处理步骤,将经过预处理步骤的放射性废弃物分解为碳氢化合物;
D.末端处理步骤,对上述热分解处理步骤中产生的碳化物进行回收处理;
E.气液回收步骤,将上述预处理步骤、热分解处理步骤以及末端处理步骤所产生的热分解气体实施间接冷却,并对液化物和气体实施分离回收;
F.残留气体回收步骤,将气液回收步骤无法液化的气体进行回收;
G.放射性物质最终检测步骤,对冷却回收后的放射性废弃物进行放射性的最终检测;
所述的热分解处理步骤C中,包括:
C1.低温分解步骤,对放射性废弃物进行低温热分解处理;
C2.炭素化分解步骤,对放射性废弃物进行高温热分解处理,得到碳化物;
C3.高温蒸发步骤,对放射性废弃物中的放射性物质铯实施汽化处理;
C4.稳压调控步骤,提供一个备用空间以确保气体膨胀所需;
C5.逐步冷却步骤,对放射性废弃物进行逐步冷却处理;
所述的低温分解步骤的温度是210℃-320℃;
所述的炭素化分解步骤的温度是410℃-530℃;
所述的高温蒸发步骤的温度是700℃;
所述的逐步冷却步骤的温度低于500℃;
所述的气液回收步骤的冷却温度低于50℃;
所述的末端处理步骤D中,包括:
D1.炭素材料回收步骤,对上述碳化物连同混入在碳化物中的金属及其它物质进行破碎分离后,而只对炭素材料进行回收处理;
D2.炭素微粉回收步骤,对上述破碎分离后产生的炭素微粉进行回收处理。
2.如权利要求1所述的对放射性废弃物进行放射性去除处理的方法,其特征在于,所述的预处理步骤B中,包括:
B1.破碎步骤,对放射性废弃物进行破碎化处理;
B2.压缩步骤,对放射性废弃物进行压缩处理;
B4.加热干化步骤,对放射性废弃物进行干燥。
3.如权利要求2所述的对放射性废弃物进行放射性去除处理的方法,其特征在于,放射性废弃物中的水分含水率≥70%以上时,所述压缩步骤和加热干化步骤之间增设脱水预处理步骤B3。
4.如权利要求2所述的对放射性废弃物进行放射性去除处理的方法,其特征在于,
所述的加热干化步骤中的温度是80℃-210℃。
5.一种对放射性废弃物进行放射性去除处理的系统,其特征在于,包括依序连接的以下装置:
输送装置,用于把受放射性物质污染的放射性废弃物进行输送;
预处理装置,用于使放射性废弃物的破碎程度、紧密程度、加热干化程度达到预定目标;
热分解处理装置,用于将经过预处理步骤的放射性废弃物分解为碳氢化合物;
末端处理装置,用于对上述热分解处理步骤中产生的碳化物进行回收处理;
所述系统还包括气液回收装置,该气液回收装置与上述的预处理装置和热分解处理装置以及末端处理装置连接,用以对上述预处理、热分解处理及其末端处理中所产生的热分解气体实施间接冷却、并将液化物及气体进行分离回收;
该气液回收装置还连接有残留气体回收装置与放射性物质最终检测装置,该残留气体回收装置用以对上述气液回收步骤中无法液化的气体进行回收,该放射性物质最终检测装置用以对冷却回收后的放射性废弃物进行放射性的最终检测;
所述的热分解处理装置,包括依序连接的以下装置:
低温分解装置,用于对放射性废弃物进行低温热分解处理,加热温度210℃-320℃;
炭素化分解装置,用于对放射性废弃物进行高温热分解处理,制得碳化物,加热温度410℃-530℃;
高温蒸发装置,用于对混入在该放射性废弃物上的放射性物质铯实施汽化处理,加热温度700℃;
逐步冷却装置,用于对材料进行逐步冷却处理,操作温度低于500℃;
所述的末端处理装置,包括依序连接的以下装置:
炭素材料回收装置,对上述碳化物连同混入在碳化物中的金属及其它物质进行分离后,只对炭素材料进行回收处理;
炭素微粉回收处理装置,对上述分离后产生的炭素微粉进行回收处理。
6.如权利要求5所述的对放射性废弃物进行放射性去除处理的系统,其特征在于,所述的预处理装置,包括依序连接的以下装置:
破碎装置,用于对该放射性废弃物进行破碎处理;
压缩装置,用于对破碎放射性废弃物进行压缩处理;
脱水装置,用于对该放射性废弃物中的水分进行脱水作业;
干化装置,用于对该放射性废弃物进行干化。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103366849B (zh) * 2013-07-15 2016-08-24 中广核工程有限公司 放射性淤泥处理方法
JP6975967B2 (ja) * 2017-10-25 2021-12-01 株式会社オートセット 汚染土壌または汚染水処理方法、汚染土壌または汚染水処理装置、および汚染土壌処理システム
CN107162660A (zh) * 2017-07-26 2017-09-15 河南威宝肥业有限公司 生物有机肥的发酵方法及生物有机肥
CN108831578A (zh) * 2017-09-30 2018-11-16 四川宇称科技有限公司 一种实现放射性废物自动预分拣的方法
CN109052889B (zh) * 2018-05-28 2021-06-29 中健晟(北京)环保科技有限公司 间接加热可移动式工业污泥连续热解方法及碳化装置
CN109266365B (zh) * 2018-09-05 2021-12-31 任慷平 成分分离式炭素化系统
CN110415854B (zh) * 2019-07-09 2022-07-08 江苏中海华核环保有限公司 基于惰性气体减少放射性废物分解挥发量的方法
CN113290022B (zh) * 2021-05-24 2022-05-17 北京国原新技术有限公司 放射性有机废弃物的处理方法和处理设备

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0054604A2 (de) * 1980-12-19 1982-06-30 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten
US6084147A (en) * 1995-03-17 2000-07-04 Studsvik, Inc. Pyrolytic decomposition of organic wastes
CN102157215A (zh) * 2011-03-16 2011-08-17 中科华核电技术研究院有限公司 一种放射性废物处理方法及装置
CN102201272A (zh) * 2011-03-30 2011-09-28 西北核技术研究所 含有放射性废弃物的处理方法
CN102201273A (zh) * 2011-03-30 2011-09-28 西北核技术研究所 固态放射性废物处理装置

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0054604A2 (de) * 1980-12-19 1982-06-30 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Verfahren zur Herstellung von endlagerreifen, radioaktive Stoffe enthaltenden Abfall-Verfestigungsprodukten
US6084147A (en) * 1995-03-17 2000-07-04 Studsvik, Inc. Pyrolytic decomposition of organic wastes
CN1320267A (zh) * 1998-07-28 2001-10-31 斯塔德斯维克公司 有机废物的热解
CN102157215A (zh) * 2011-03-16 2011-08-17 中科华核电技术研究院有限公司 一种放射性废物处理方法及装置
CN102201272A (zh) * 2011-03-30 2011-09-28 西北核技术研究所 含有放射性废弃物的处理方法
CN102201273A (zh) * 2011-03-30 2011-09-28 西北核技术研究所 固态放射性废物处理装置

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