CN102754167B - 放射性聚乙烯醇产品的处置和净化 - Google Patents

Abstract

本文公开了用于使在核电厂使用的由聚乙烯醇(PVA)制备的一次性防护产品净化至低于最低可检测活性(MDA)的方法和设备。在所公开的方法和设备中，将由核电厂产生的由PVA制备的固体防护产品溶解于液体中，然后将其净化至小于MDA。将采用这种方式净化的PVA溶液浓缩至合适的浓度或干燥，最后经历自处置。该方法可从根本上阻断可燃废物的产生量，达核电厂的低等和中等水平废物的50%或以上，从而显著引起减少核电厂的操作成本。本发明进一步涉及用于自处置由常规的聚乙烯醇(PVA)制造的一次性防护产品的方法和设备，通过使通过浓缩产生的PVA溶液热解/催化氧化，并在工厂内处理净化的PVA溶液。在水中，将PVA防护产品溶解/浓缩/氧化，以首先除去有机物，然后，通过使用小型热解/催化氧化反应器，将PVA溶液中的PVA材料完全氧化为CO₂和H₂O。

Description

放射性聚乙烯醇产品的处置和净化

本申请作为PCT国际专利申请提交，要求以下优先权：(i) 2009年11月17日提交并且题为“DISPOSITION METHOD AND ITS PROCESS FOR PROTECTIVE PRODUCTSMANUFACTURED BY POLYVINYL ALCOHOL(聚乙烯醇制造的防护产品的处置方法及其过程)”的韩国专利申请序列10-2009-0111039号，和(ii)2010年3月5日提交并且题为“TREATMENTMETHOD AND ITS PROCESS FOR PROTECTIVE PRODUCT MANUFACTURED BY POLYVINYLALCOHOL(聚乙烯醇制造的防护产品的处理方法及其过程)”的韩国专利申请序列10-2010-0020017号。

技术领域

本发明主要涉及处置由聚乙烯醇(PVA)形成的被污染的一次性产品的方法和设备，具体来说，涉及用于核工业的方法和设备。

背景技术

由于Kyung-jun低等和中等水平放射性废物库操作的预定日期从2009年底推迟了约两年，处于国内核电厂存放放射性废物的储存空间饱和的状态下，因此，开发减少由核电厂产生的废物量的技术成为非常受人关注的当前难题。由于永久处置由核电厂操作产生的废物的据报道成本超过约7,400,000韩元/罐，确定处置废物的成本支付对核电厂经营者是相当大的负担。

表1显示了近来国内核电厂产生的废物的趋势调查。作为对2006年到2008年核电厂产生的废物分析的结果，发现混杂的放射性固体废物占所有废物的约83%，而可燃废物的百分比为混杂放射性固体废物的约55.8%。因此，需要提出一种从根本上替代的计划来减少在混杂放射性固体废物中的可燃性废物的百分比

表1

*参考文献：2006到2008年核电厂白皮书。

已调查，在美国和墨西哥的核电厂的情况下，85%以上的工厂致力于通过使用由PVA制备的各种水溶性防护产品，如工作服、净化纸、套鞋、泄漏棒(leakage rod)等，来降低洗涤室的操作费用和产生的废物的量。根据EPRI报告，已报道通过使用PVA防护产品，废物的减少比率是10,000:1。

减少由核电厂产生的可燃废物量的技术可分为用于阻断产生来源的技术和用于处理产生的废物的技术。总体来说，可以说能够最有效地处理可燃废物的技术是焚烧技术。但是，鉴于目前的国情，这种技术有困难，因为根据人们的感觉，在工厂内焚烧和最终处置放射性废物不是适宜的技术，并且也与核电厂经营者对环境友好的操作相矛盾。此外，如果管理不足，挥发性放射性材料可能被不注意地排放至环境，由此引起长期的环境污染。因此，一种显著减少放射性废物的产生量的方案是从根本上阻断可燃废物的产生。然而，鉴于在核电厂操作期间可燃废物的产生是不可避免的，需要准备一种根本的方案来减少废物的产生量。

出于这一观点，引入由PVA制备的防护产品可能是解决问题的方案。与其他聚合物材料不同，PVA具有与棉花类似的物理化学特征。其优点还在于其溶解于100℃的水。这使得由PVA制备产品的废物的放射性材料可容易地净化为小于MDA，和受生化处理，和使经处理的废物最终能分解为CO₂和H₂O。因此，可以说该产品是对环境非常友好的产品。

在国内核电厂的情况下，自从2007年第一次施行使用PVA防护产品以来，用量趋向于逐渐增加。另外，在核电厂使用的产品的种类也有多样的改变，从初级阶段的工作服，到净化纸、乙烯树脂、套鞋、手套、泄漏吸收棒等。

美国专利7,147,787号和韩国专利2002-0063896号公开了设备和方法，用于完全溶解和消毒由PVA制备的衣物、用品、装置和其他其它产品，并从产品除去放射性材料，所述设备和方法将PVA分解为有机酸，最终在污水排水系统中处理已分解的PVA。在这些专利中公开的方法中，PVA材料以0.5~5w/v%溶解，通过使用-OH自由基分解为有机酸，并通过使用一般的生活污水处理流进行处理。在这些专利中公开的方法在放射性废物的体积减少和处理费用方面是非常有利的。但是，在国内核电厂行业的情况下，放射性废物的取出受到严格限制，而废物的处理方法也限于焚烧，其在实际中不允许把废物委托给操作生物处理设备的操作者。因此，紧迫地需要开发符合国情的有效的PVA防护产品处理技术。

颁布的韩国专利10-0823961号公开了一种处理PVA防护产品的方法，其中使用等离子体焚烧器来高温焚烧它们。该专利的处理方法包括另外补充所需的技术特征，因为在1000℃或更高的高温条件下焚烧PVA溶液产生大量的氧化氮，使用辅助燃料用于两阶段燃烧增加了操作费用，并且，由于未燃烧的反应，在等离子体发生器的使用中燃烧含有高浓度PVA材料的液体可产生烟灰。

为了减少核电厂的操作成本，并通过引入能显著减少由国内核电厂产生的废物的量的PVA防护产品，树立核电工业对环境友好的形象，期望开发一种可充分利用PVA防护产品对环境友好的特点的处理方法。

发明内容

因此，鉴于上文提到的国内核电厂的问题而作出本发明，本发明的一个目的是提供用于处理由PVA树脂制备的防护产品的技术，以增加PVA生产性产品的使用。引入PVA防护产品以显著降低可燃废物的量，这些可燃废物总计达国内核电厂产生的废物的50%以上。

本发明的另一个目的是提供用于净化在核电厂产生的PVA废物的方法和设备，所述方法和设备是对于最终的自处置(self-disposal)环境友好的处置技术。

本发明的又一个目的是提供用于处理放射性废物的设备，其中该设备的尺寸可小于处理水溶性放射性废物的常规系统的设备，并可减少设备的占地面积。

本发明的又一个目的是提供用于自处置由常规的聚乙烯醇(PVA)制备的一次性防护产品的方法和设备，通过将浓缩产生的PVA溶液热解/催化氧化，和在工厂内处理净化的PVA溶液。

本发明的另一个目的是提供用于处理PVA防护产品的方法和设备，其中将PVA防护产品在水中溶解/浓缩/氧化，以首先除去有机物，然后使用小型热解/催化氧化反应器使在PVA溶液中存在的PVA材料完全氧化为CO₂和H₂O。

阅读以下公开的实施方案的详细描述和所附权利要求后，本发明的这些和其它特征和优点将变得显而易见。

附图说明

参考附图来进一步描述本发明，其中：

图1是说明根据本发明用于净化由聚乙烯醇制备的防护产品的一种示例性方法的框图；

图2是说明根据本发明用于净化由聚乙烯醇制备的防护产品的一个实例的流程图；

图3是说明示于图2的多反应器的透视图；

图4是说明示于图3的多反应器的截面图；

图5是说明示于图3的多反应器的平面图；

图6是说明在本发明的示例性方法中絮凝步骤被分开的状态的流程图；

图7为显示(i)通过本发明处理的PVA溶液的浓缩比率与(ii)自处置成本之间的示例性关系的曲线图；

图8是说明根据本发明用于处理由聚乙烯醇(PVA)制备的防护产品的示例性方法的框图；

图9是说明根据本发明的一个实施方案用于处理由PVA制备的防护产品的示例性设备的框图；

图10是说明示于图9的示例性热解/催化氧化反应器的示意图；和

图11显示通过本发明所公开的方法和设备处理的示例性PVA溶液的照片。

发明详述

本发明涉及一种方法，通过净化为小于MDA，用于自处置在核电厂使用的由聚乙烯醇(PVA)制备的防护产品(下文称为“PVA防护产品”)。这是用于减少低等和中等水平废物的技术，可使经济效益和对环境友好的优点最大化，其方式使得它能克服鉴于通过桶(drum)处理永久处置废物的常规技术的成本方面的缺点，并且还能克服与核电厂的环境友好操作相矛盾的焚烧技术的缺点。更具体地，本发明涉及一种用于处理防护产品的方法，该方法经由：在水中溶解和浓缩由PVA制备的低等和中等水平放射性废物(近来由核电厂产生)，通过絮凝和过滤系统将放射性材料净化至小于MDA，最后通过浓缩或干燥来自处置经浓缩的PVA溶液。

本发明还涉及用于处理在核电厂使用的由聚乙烯醇(PVA)制备的一次性防护产品的方法和设备。更具体地，本发明涉及用于处理PVA防护产品的方法和设备，其可通过使用热解/催化氧化，和在工厂内处理经氧化的材料，将通过PVA防护产品的溶解/浓缩而产生的PVA溶液完全氧化为CO₂和H₂O。

在本发明的一个实施方案中，提供了用于净化由聚乙烯醇(PVA)制备的防护产品的方法，所述方法包括：用过的PVA防护产品的收集/分离步骤；第一洗涤步骤，用于在真空条件下通过超声洗涤来预处理PVA防护产品；PVA溶解/浓缩步骤，用于第二次洗涤在第一洗涤步骤中经真空洗涤的防护产品；第一过滤步骤，用于通过使用过滤器使在已溶解/浓缩的水溶液中的放射性材料过滤；絮凝剂供应步骤，用于处理在来自第一过滤步骤的未处理的滤液中的放射性材料，和第二过滤步骤；离子吸附步骤，用于除去在来自第二过滤步骤中的未处理的滤液中的放射性材料；放射性材料已被除去的PVA溶液的放射性分析步骤，和浓缩物储存步骤；和处置步骤，用于处理经浓缩的非放射性PVA溶液。

在第一洗涤步骤中，优选除去在水溶性防护产品中附着或吸收的核素。所述核素优选为H-3和C-14。为了提高在水溶性防护产品中附着或吸收的放射性材料的洗涤效率，多反应器的内部优选保持在100-300托的真空气氛。优选在真空气氛下，通过压电类型的超声波发生器洗涤水溶性防护产品。

在多反应器中，优选滤液循环管线位于外圆周表面的切线方向，使得滤液螺旋供应至切线方向。

多反应器优选与加热罐连接，所述加热罐用于在PVA溶解/浓缩步骤中加热多反应器的内部。优选加热罐加热多反应器，使得水溶性防护产品中的PVA首先溶解于溶液中，以5-15重量%的PVA的量包含在内。包含其中溶解的PVA的溶液优选浓缩至35-45重量%，以便使待自处置的液态废物的产生量最小化。

加热罐使得离子颗粒已被除去的净化水经由加热夹套间接加热多反应器。优选通过加热器使包含在加热罐中的净化水形成为100~130℃的蒸汽。

在多反应器中，在PVA的第一溶解期间，通常当70-95%的PVA材料溶解时，优选引入过氧化氢和铁盐，以引起芬顿(Fenton)反应。由芬顿反应产生的羟基自由基促进PVA的溶解。优选以0.3-1 L_H2O2/kg_PVA防护衣的量引入过氧化氢(纯度35重量%)，以0.1-0.5 L_铁盐溶液/kg_PVA防护衣的量引入铁盐溶液。优选如下形成铁盐溶液：在500 mL容量瓶中引入6.25 mL H₂SO₄(纯度：35%)和2.18 g FeSO₄7H₂O，填充蒸馏水直至容量瓶的500 mL，接着为一小时纯化过程。

优选在80-85℃温度范围和100-300托压力范围下，将包含已溶解的PVA的溶液加热和加压，使得溶液的水分蒸发，将已蒸发的水分冷凝并作为工艺水再循环。

在第一过滤步骤中，优选使用直径1-80 μm的过滤器首先除去包含在浓缩物中的放射性核素。

优选通过絮凝剂注入和搅拌步骤引入絮凝剂，以除去废水中的γ核素，其中在pH6.5-7.0的条件下，使用基于丙烯酰胺的阳离子/阴离子聚合物絮凝剂两者，并且絮凝剂的供应量为0.2-1.0 mL_聚合物/L_PVA溶液范围。

在注入絮凝剂之前，优选以0.2-1.0 mL_絮凝晶种/L_PVA溶液的比率引入含有铁盐的絮凝晶种，以提高净化效率，其方式使得注入的絮凝剂允许在含有高浓度有机物的PVA溶液中产生稳定的絮凝物。

在第一过滤步骤和第二过滤步骤中，优选使用直径为0.2-80 μm的过滤器来过滤浓缩物中的絮凝剂。在离子吸附步骤中，用于除去离子核素的离子交换介质优选为金属氧化物形式。在本发明的一些实施方案中，用于处理PVA溶液的处置步骤优选通过浓缩物自处置过程或浓缩物干燥产品焚烧处置过程中的任一种进行。

参考图1-6，本发明的一个示例性过程包括：1) 用过的PVA防护产品的收集/分离步骤(S1)；2) 第一洗涤步骤(S2)，用于在真空条件下通过超声洗涤来预处理PVA防护产品；3) PVA溶解/浓缩步骤(S3)，用于净化/处置经第一洗涤步骤真空洗涤的防护产品；4) 第一过滤步骤(S4)，用于通过使用过滤器来过滤在已溶解/浓缩的水溶液中的放射性材料；5)絮凝剂供应步骤(S5)，用于处理在第一过滤中未处理的放射性材料，和第二过滤步骤(S6)；6) 离子吸附步骤(S7)，用于除去来自第二过滤后的滤液的未处理的放射性材料；7) 其中放射性材料已被除去的PVA溶液的放射性分析步骤(S8)，和浓缩物储存步骤(S9)；和8) 处置步骤(S10)，用于处理经浓缩的非放射性PVA溶液。

在用于从现场收集防护产品和分离不溶性材料的收集/分离步骤(S1)中，收集在核电厂使用的PVA防护产品并储存于某一地区。将收集的防护产品分成预定的体积单元，每一个体积单元可通过多反应器(100)一次处理。在这里，通过目视检测，将被油、颗粒等污染的一些防护产品归类为被较高污染的防护衣，而未被上述污染物污染的其它防护产品归类为被较低污染的防护衣。从被较低污染的防护衣到被较高污染的防护衣逐步进行防护产品的净化。

下表2基于由核电厂产生的污染物状况的分析，按照PVA防护产品的种类。如表2所示，在放射性污染区穿过的工作服和穿在鞋上的套鞋的污染水平显示分别为1.75E+02Bq/g和1.52E+03Bq/g。由该分析可见，前者的水平为后者的约10倍高。

因此，通过在完成对被较低污染的防护衣的净化后，处理被较高污染的防护衣，可使放射性材料对设备的污染最小化，并得到更好的净化效果。将由该过程分离的PVA防护产品放入多反应器(100)中。

表2

在用于通过在真空条件下超声洗涤来预处理粘着在PVA防护产品上的放射性材料的真空洗涤步骤(S2)中，在真空条件下，通过使用超声波，首先洗涤被放射性材料污染的PVA防护产品。因而，首先除去H-3、C-14和其他γ核素以及颗粒。这使防护产品溶解时在溶液中存在的放射性材料最小化，从而提高了净化效率。为了洗涤放在多反应器(100)中的PVA防护产品，经由水供应管线(L14)供应自来水。一旦将预定量的水供应至多反应器(100)，根据水位计(100a)的信号，锁定水供应阀，并且真空泵(50)运转，其方式使得多反应器的内压保持在100-300托范围。在步骤2)中，为了改进PVA防护产品的洗涤效率，将超声真空浸渍洗涤施用于多反应器(100)的侧表面。

在步骤2)中，由于在真空条件下洗涤防护产品，可提高除去污染物的效率。通过混合泵(30)的运转，液体经由溶液循环管线(L3)循环，可促进除去粘着于防护产品的粒状放射性材料。通过使用超声波发生器(102)对待洗材料施用超声波，可预期较高的洗涤效率。更具体地，压电类型的超声波传感器是合适的，通过在多反应器(100)的侧表面提供超声波传感器，可提高洗涤效率，每次洗涤0.5-1小时是合适的，合适的洗涤次数是3-5次/批。在排放洗涤液后，在多反应器(100)上部提供的压缩装置(7)可使防护产品脱水，由此提高净化效率。

在步骤2)中处理的γ核素的除去效率示于表3。如表3所示，在防护衣的情况下，核素除去效率为约77.6%，从开始阶段的1.75E+02 Bq/g到洗涤后的3.93E+01 Bq/g，而在套鞋的情况下，核素除去效率为约65.3%，从1.52E+03 Bq/g到5.27E+02 Bq/g。

由洗涤过程产生的洗涤液可与核电厂LRS系统连接地排放，而无需另外的处理，从而减轻处理产生的废液的负担。

表3

在洗涤后用于溶解/浓缩防护产品的步骤(S3)中，已首先通过步骤2)净化的PVA防护产品，依次进行溶解和浓缩过程，用于有效的第二净化。PVA材料具有能溶解于100℃水的特点。该特点可用于制备具有预定浓度的PVA溶液。

在洗涤过程(S2)后，经由水供应管线(L14)向多反应器(100)供应溶解所需的预定量的水，然后，将加热罐(300)产生的蒸汽用于间接加热多反应器(100)。尤其是，经由通过加热器(301)首先加热在加热罐(300)中储存的水，用于加热多反应器(100)的加热单元产生100-130℃的蒸汽，此处，将产生的高温蒸汽经由蒸汽供应管线(L12)供应到在多反应器(100)的底部提供的加热夹套(105)，从而间接加热多反应器的内部。当多反应器的内温为95℃时，PVA开始溶解于水中，30分钟后，70-95%或更多的PVA溶解于水中。优选95%或更多的PVA溶解于水中。

根据本发明的一个实施方案，在PVA溶解后，可如下处置PVA溶液：通过有效的第一过滤步骤(S4)和第二过滤步骤(S6)进行有效的过滤过程，和进行絮凝剂注入/搅拌步骤(S5)用于通过絮凝剂形成絮凝物，和处置步骤(S10)用于处理PVA溶液。在处置步骤(S10)中，可选择浓缩物自处置步骤(S10-1)或浓缩物干燥和自处置步骤(S10-2a和S10-2b)。考虑处置成本，PVA溶液的最佳浓度在35-45 w/v%范围。在本发明的一些实施方案中，在该步骤中产生的35-45 w/v%的PVA溶液可通过处置步骤S10-2a和S10-2b焚烧，从而实现减少处置成本的效果。图7为显示根据浓缩比率的最终净化的PVA溶液的自处置成本的曲线图。基于1吨非放射性废物需要400,000韩元来计算曲线图中所示的自处置成本。

通过以下描述的具体过程/程序，可实现上述PVA的示例性浓缩物的制备。

通过制备5-15 w/v%的第一溶液，并进行第二浓缩过程，制备35-45 w/v%的浓缩的PVA溶液。为了制备5-15 w/v%的第一溶液，溶解过程伴随着使用过氧化氢和铁盐的芬顿反应。通过将高分子PVA材料分解为低分子材料，芬顿反应产生的羟基自由基离子可提高溶解速率，并且可使在溶解/浓缩步骤(S3)后的第一过滤步骤(S4)和第二过滤步骤(S6)中的过滤器堵塞状态最小化。

为了制备5-15 w/v%的第一PVA溶液，在95%的PVA材料溶解的时间点，放入过氧化氢和铁盐溶液，其中35%过氧化氢的量适宜地在0.3-1.0 L_H2O2/kg_PVA防护衣范围，铁盐溶液的量适宜地在0.1-0.5 L_铁盐溶液/kg_PVA防护衣范围。

通过芬顿反应产生的氧化热可供应溶解PVA所需的能量，因此作为稳定的能量供应来源操作，而无需加热器(301)驱动。通过芬顿反应产生的热能，使PVA溶液的温度保持在98~100℃范围，从而蒸发PVA溶液中的水分。经由换热器(400)，在冷凝水储罐(500)中收集在溶解步骤中蒸发的水分。通过这样的水分蒸发，可蒸发在开始阶段过量供应的水分，因此可实现更接近35-45 w/v%浓度的水平。

根据本发明的该示例性实施方案，在溶解步骤中，估计当多反应器的温度降至低于95℃时的时间点，作为溶解完成阶段。一旦溶解已完成，运转真空泵(50)以浓缩PVA溶液，并同时保持多反应器(100)的内部在100-300托。当采用在真空条件下浓缩溶液的技术时，由于从含有高浓度有机物的废水中水分蒸发效率的优异性，可减少浓缩时间。如图7所示，采用本发明的浓缩过程使得可实现降低处置成本的效果。

通过换热器(400)将该过程的操作产生的所有蒸汽冷凝为水分，并在冷凝水储罐(500)中收集，并且收集的冷凝水可在溶解/浓缩步骤(S3)中再利用，从而使废液的产生量降低到零。

如图2所示，溶解/浓缩步骤(S3)制备的PVA溶液可在多反应器中经历第一过滤步骤(S4)，或者如图6所示在另外的过滤系统中排放至絮凝浴(110)。

在通过使用过滤器序贯过滤在已溶解的PVA防护产品水溶液中存在的放射性材料的第一过滤步骤(S4)中，为了除去在制备的PVA溶液中存在的颗粒，使用过滤装置进行第一过滤步骤。通过上述步骤除去在PVA溶液中存在的颗粒，可使通过絮凝剂除去放射性材料的效率最大化。

在第一过滤步骤中，通过使用过滤泵20，将PVA溶液序贯通过嵌有80 μm滤筒的过滤装置200、嵌有20 μm滤筒的过滤装置201和嵌有1 μm滤筒的过滤装置202。

通过第一步骤除去的核素的种类和浓度作为由各实施方案得到的结果示于下表4。已溶解/浓缩的35 w/v% PVA溶液的放射性浓度为3.25E+01 Bq/g，在使用80至1 μm的过滤器过滤后，γ核素种类的数目从开始阶段的13降到5，降低61.5%。总放射性浓度降至2.94E-1 Bq/g。通过第一过滤步骤，最终降低的DF的体积为110.5。

表4

本发明中，第一过滤步骤不仅除去放射性材料，而且允许洗涤多反应器(100)的内部。可在PVA溶解步骤中产生的气泡可能污染多反应器的壁表面，这些污染物可作为溶液的污染源而操作。经由滤液循环管线(L5)，将第一过滤步骤中排放的滤液供应到多反应器(100)中。如图7所示，在多反应器的外圆周表面的切线方向提供进入多反应器的流入角度，因而，在滤液进入期间，在多反应器的壁表面上形成涡流，从而洗涤多反应器的内部。

在用于处理在首先过滤的滤液中未处理的放射性材料的絮凝剂供应步骤(S5)中，以及在芬顿反应后的第二过滤步骤(S6)中，PVA溶液为pH 2-3的强酸。如果pH低，则放射性金属(M；金属)离子为M2+形式。因此难以提取水中的离子，并且难以进行有效的过滤。为了通过在后续步骤中供应的絮凝剂使除去放射性材料的效率最大化，优选调节pH至7。加入以调节pH值的NaOH可使过氧化氢(在芬顿反应后剩余的)分解，和使溶解的重金属沉积。因此，NaOH有效于除去在PVA溶液中存在的放射性材料，并提供适于后来注入絮凝剂的pH条件。

溶解完成后，为了进行过滤步骤，期望在短时间内将制备的PVA溶液的温度降至约35℃。当PVA溶液需要冷却时，可使用提供有换热器(401)的冷却管线(L7)。

为了进一步净化在首先过滤的PVA溶液中的放射性材料，可注入能除去γ核素的絮凝剂。在絮凝剂注入中，分别注入阳离子絮凝剂和阴离子絮凝剂。为了提高絮凝效率，调节PVA溶液的pH，且pH的最佳范围适宜地为6.5-7.0。为了通过注入絮凝剂实现有效形成絮凝物，进行在注入絮凝剂前供应含有铁盐的絮凝晶种的步骤。

根据本发明的示例性实施方案，在含有高浓度有机物的溶液(比如PVA溶液)中的γ核素的除去中，基于丙烯酰胺的聚合物是有效的，并且适宜的供应量优选为0.2-1.0mL_聚合物/L_pvA溶液，更优选0.5 mL_聚合物/L_pvA溶液。供应的聚合物能除去在溶液中存在的具有(+)和(-)电荷的所有γ核素。

为了有效操作本发明的多反应器(100)，优选提供絮凝剂注入设备，该设备包括铁盐溶液罐(61)、阳离子絮凝剂罐(62)、阴离子絮凝剂罐(63)和絮凝剂注入泵(60)。为了有效注入具有高粘度的絮凝剂，优选提供注射泵(60)。

根据本发明，为了将供应到多反应器(100)的絮凝剂有效混合，以及为了形成絮凝物，调节混合泵(30)的RPM，并使用溶液循环管线(L3)促进PVA溶液的混合。为了使浓缩物与絮凝剂完全混合，可分开提供和驱动絮凝浴(110)和搅拌器(111)，如图6所示。因此，通过溶解/浓缩过程和絮凝/过滤过程的分开操作，可得到更稳定的净化效果。

本发明的实施方案得到的结果示于表4。如表4所示，在第一过滤后，γ核素显示放射性为2.94E-01 Bq/g，然后，在注入絮凝剂后，通过第二过滤，放射性降至6.23E-03 Bq/g。在这里得到47.2的非常高的DF值，除了Sb-124和Cs-137两种核素外，所有核素都除去至小于MDA。

在用于除去来自第二过滤步骤后滤液的未处理的放射性材料的离子吸附步骤(S7)中，为了有效除去Cs-137和Sb-124，需要用于选择性除去上面提到的离子的离子交换过程。在离子交换塔(204)中，除去核素Cs-137和Sb-124，在本过程中，优选使用金属氧化物类型的离子交换介质。

从PVA防护产品的收集/分离步骤(S1)到离子核素除去步骤(S7)，在PVA溶液中包含的放射性材料经历各种净化过程。在本过程中产生的最终浓缩物经历放射性分析步骤(S8)。如果放射性小于MDA，则将最终浓缩物转移至浓缩物储存步骤(S9)，而如果放射性大于MDA，则将浓缩物再循环至絮凝剂注入和搅拌步骤(S5)，并经历放射性材料除去过程，以最终得到非放射性PVA浓缩物。通过选择性使用自处置步骤或浓缩物干燥和处置步骤，可处理已经历浓缩物储存步骤(S9)的浓缩物。

在该示例性实施方案中，用于处理浓缩的非放射性PVA溶液的处置步骤(S10)包括委托工厂之外的专门的焚烧公司。通过放射性分析步骤(S8)转移至浓缩物储存步骤(S9)的浓缩的PVA溶液，被归类为非放射性材料，并经历示例性处置步骤(S10)。在示例性处置步骤(S10)中，自处置过程可分为浓缩物自处置过程(S10-1)和干燥产品自处置过程(S10-2a和S10-2b)，其中浓缩物自处置过程(S10-1)用于根据相应的条件直接自处置浓缩至35 w/v%的PVA溶液，而干燥产品自处置过程(S10-2a和S10-2b)用于完全除去浓缩物中包含的水分，然后自处置固体。可选择性使用任一过程。

根据待自处置的PVA溶液的浓缩比率，对自处置成本的分析的一个具体实例示于图7。在对本发明提出的35-45 w/v%的PVA溶液自处置的情况下，预期需要约13,600,000-10,900,000韩元的处置成本。另一方面，当溶液完全干燥直至85-100 w/v%的情况下，可需要5,600,000-4,800,000韩元的相对低的处置成本。

除了本发明的用于净化由水溶性材料制备的防护产品的方法，其包括上述步骤，本发明还提供放射性材料的净化设备，用于所述净化方法。

通过所述设备，由核电厂产生的水溶性防护产品(如PVA防护产品)可净化和自处置，从而使防护产品的成本和使用效率最大化。

在用PVA防护产品替代防护产品的情况下，通过使用本发明用于净化PVA防护产品的设备，可将PVA防护产品处理到直至MDA水平。在浓缩或干燥后，最终处理的PVA溶液可在工厂外焚烧，从而使产生的放射性废物降到零。因此，存在两个优点：放射性废物库的使用寿命延长，以及由于废物的产生量减少而降低永久处置的成本。

用于净化PVA防护产品的设备可作为小型可移动的设备实现，因此可在狭窄的空间中提供。因此确定这样的设备在设备操作上非常有利。因此，鉴于以下事项，向国内核电厂引入PVA防护产品使得可预期各种效果：减少核电厂的操作费用、减少产生的放射性废物的量，和操作者的保护/卫生。

用于减少由核电厂产生的放射性废物的处理方法可分为“工厂内处理”方法和“自处置”方法。“工厂内处理”方法用于通过固化或氧化主要将液体和混杂放射性固体废物处理成为稳定的材料，以及在核电厂场地内排放/管理经处理的材料。另一方面，“自处置”方法用于除去在固体废物(例如金属废物、混凝土、土壤等)中存在的放射性材料直至低于“规定范围”的水平，然后在工厂外将除去的材料再循环或将它们埋在废物库。

上述用于处置PVA防护产品的自处置处理方法产生具有相对高PVA浓度(如35重量% PVA)的PVA溶液。在一些国家，为了在工厂外自处置净化的35重量% PVA溶液(来自上述方法)，需要有政府机构，例如韩国防止核扩散与控制部门(the Institute of NuclearNon-Proliferation and Control of The Republic of Korea)，的批准。另外，上述自处置处理方法通常需要将液体废物转移至临时容器并储存数月。为了解决该问题，本发明进一步涉及一种用于处理由PVA制造的防护产品的方法，所述方法包括：1) 液体废物热解/氧化步骤，用于在高温下使经溶解-浓缩罐处理的滤液中的有机物热解和氧化；2) 催化氧化步骤，用于处理在由热解/氧化排放的未处理的气体中的有机物；3) 废气冷却步骤，用于收集和冷却在氧化的有机物气体中的废热；4) 冷凝水收集步骤，用于收集由所述废气冷却步骤产生的冷凝水；5) 冷凝水中和步骤，用于根据在自然环境中排放水的水质标准，中和收集的冷凝水的PH；和6) 冷凝水排放步骤，用于过滤在最终排放的冷凝水中的颗粒，并将冷凝水排放到工厂液体释放系统(LRS)。

在一个示例性实施方案中，在1)液体废物热解/氧化步骤前，所述方法包括上述步骤，即：收集/分离步骤，用于从现场收集PVA防护产品，和分离不溶性材料；洗涤步骤，用于除去附着在PVA防护产品上的放射性材料；溶解/浓缩步骤，用于溶解和浓缩洗涤过的PVA防护产品；浓缩物排放步骤，用于将已溶解的PVA溶液从溶解-浓缩罐排放到絮凝罐；浓缩物第一过滤步骤，用于通过过滤器首先分离转移至絮凝罐的PVA浓缩物中的颗粒；絮凝剂供应/搅拌步骤，用于除去经第一过滤的PVA溶液中的放射性材料；和第二过滤步骤，用于除去由絮凝剂形成的絮凝物。

在浓缩物第一过滤步骤中，通过过滤器除去大尺寸颗粒，并使用高速旋转的泵使有机物与氧化剂充分混合，从而使PVA溶液氧化。

在液体废物热解/氧化步骤中，另外，热解/氧化反应器在550-600℃下操作，以使PVA溶液氧化。在催化氧化步骤中，为了使PVA溶液氧化，催化氧化反应器在500-550℃下操作。另外，在液体废物热解/氧化步骤中，以细颗粒形式喷洒PVA溶液，并通过再生介质和夹套加热器使喷洒的PVA溶液加热和氧化。在催化氧化步骤中，使用包括铂(Pt)、钯(Pd)和氧化铝(Al₂O₃)的催化剂。

在本发明的另一方面，提供用于处理PVA防护产品的设备，所述设备包括：用于液体废物的热解/氧化反应器，其中在高温下使经溶解-浓缩罐处理的滤液中的有机物热解和氧化；催化氧化反应器，用于处理在由热解/氧化反应器排放的未处理的气体中的有机物；换热器，用于收集和冷却在氧化的有机物气体中的废热；冷凝水储罐，用于收集由换热器产生的冷凝水，其中根据在自然环境中排放水的水质标准，使在冷凝水储罐中储存的冷凝水的PH中和，和过滤在最终排放的冷凝水中的颗粒，以便冷凝水排放到工厂LRS。

在热解/氧化反应器和溶解-浓缩罐之间提供絮凝罐，其中通过过滤器除去大尺寸颗粒，并使用高速旋转的泵使有机物与氧化剂充分混合，从而使PVA溶液氧化。热解/氧化反应器期望在550-600℃下操作。催化氧化反应器期望在500-550℃下操作。

在热解/氧化反应器中，以细颗粒形式喷洒PVA溶液，并通过再生介质和夹套加热器使喷洒的PVA溶液加热和氧化。将通过加热器加热的气体供应到热解/氧化反应器。再生介质由陶瓷材料制成。在催化氧化反应器中，期望使用包括铂(Pt)、钯(Pd)和氧化铝(Al₂O₃)的催化剂来处理PVA溶液。

参考图8，本发明的一个示例性过程包括：用过的防护衣的收集/分离步骤(S1)；洗涤步骤(S2)，用于除去附着在PVA防护产品上的放射性材料；溶解/浓缩步骤(S3)，用于溶解和浓缩洗涤过的PVA防护产品，使对有机物的处理最大化；浓缩物排放步骤(S4)，用于将PVA溶液从溶解-浓缩罐排放到絮凝罐；第一过滤/氧化步骤(S5)，用于使转移至絮凝罐的PVA浓缩物中存在的颗粒分离，并且使未处理的PVA材料氧化；絮凝剂供应/搅拌步骤(S6)，用于除去在第一过滤的PVA溶液中的放射性材料；第二过滤步骤，用于除去由絮凝剂形成的絮凝物；滤液排放步骤，用于将第二过滤的PVA溶液转移至液体废物储罐；热解/氧化步骤(S9)，用于在高温下热解/氧化PVA溶液中的有机物；催化氧化步骤(S10)，用于处理在由热解/氧化排放的未处理的气体中存在的有机物；废气冷却步骤(S11)，用于收集和冷却气体中的废热；冷凝水收集步骤，用于收集由前述步骤产生的冷凝水；冷凝水中和步骤，用于中和收集的冷凝水的PH；和冷凝水排放步骤，用于过滤在冷凝水中的颗粒，并将滤出的颗粒排放到电厂LRS。

以上参考图1描述了收集/分离步骤(S1)。

在图8的示例性过程中，在用于首先除去附着在PVA防护产品上的放射性材料的洗涤步骤(S2)中，通过使用洗涤设备来洗涤被放射性材料污染的PVA防护产品，以首先除去颗粒和γ核素，从而使溶液(即，其中溶解PVA防护产品的溶液)内的放射性材料最小化。因而可减少过滤器损耗，并使未处理的放射性材料对热解/氧化设备的污染最小化。如上所述，由洗涤过程产生的洗涤液可与核电厂LRS相连接地排放，而无需另外的处理，从而减轻处理产生的废液的负担。

如图8所示，在用于溶解和浓缩洗涤过的防护产品的示例性溶解/浓缩步骤(S3)中，通过在溶解-浓缩罐上部的防护产品入口，以预定的体积供应由洗涤步骤(S2)首先净化的PVA防护产品。供应PVA防护产品后，通过冷凝水循环泵，将在冷凝水储罐(130)中储存的冷凝水供应到溶解-浓缩罐(100)。冷凝水储罐(130)安装水平传感器。在冷凝水循环泵的运转期间，当水平信号等于或高于预定的水平时，电机-带动的阀(电动执行机构)打开，随后在通过重力将冷凝水排放到核电厂LRS后关闭。随后，冷凝水循环泵运转，其方式使得可将冷凝水供应到溶解-浓缩罐(100)，直到通过水平传感器的信号，液面达到预定值。换句话说，溶解-浓缩罐(100)的制造非常简单，使得它在PVA防护产品的溶解/浓缩期间由放射性材料的累积引起的污染可最小化。

在溶解-浓缩罐(100)中，将PVA防护产品和在冷凝水储罐(130)中储存的冷凝水再利用，其中冷凝水以1L/1千克_防护衣的体积供应。当经由冷凝水供应管线(L10)将水供应到溶解-浓缩罐(100)时，运转加热器将加热罐(110)中的水加热到高达100-110℃。加热的水产生高温蒸汽，该蒸汽在溶解-浓缩罐(100)的侧表面在加热夹套(未示出)中流动，以加热溶解-浓缩罐(100)。当加热的溶解-浓缩罐(100)的内温为95℃时，PVA开始溶解于水中，30分钟后，95%或更多的PVA溶解于水中。

在该示例性实施方案中，将PVA防护产品溶解而未引入氧化剂，以制备5-8% w/v%的PVA溶液，然后进行浓缩过程。当浓缩过程开始时，通过化学品供应泵(150)，分别以0.8-1L_H2O2/kg_PVA防护衣的量和0.4-0.8 L_铁盐溶液/kg_PVA防护衣的量引入过氧化氢和铁盐溶液，使得在高PVA浓度条件下，有机物可有效氧化为CO₂和H₂O。最终浓缩物经历汽化/浓缩/氧化过程，直到PVA溶液的浓度为35-40 w/v%，相对于PVA防护衣的初始体积。

同时，通过芬顿反应产生的氧化热可供应用于溶解PVA的能量，因此作为稳定的能量供应来源操作，而无需加热器。通过芬顿反应产生的热能使PVA溶液保持在98-100℃范围，从而使PVA溶液中的水分蒸发。经由换热器(120)，在冷凝水储罐(130)中收集在溶解步骤中蒸发的水分。通过这样的水分蒸发，可蒸发在开始阶段过量供应的水分，因此可实现更接近本发明要求的浓度(35-45w/v%)的水平。通过浓缩状态的过氧化氢和铁盐的反应产生的羟基自由基离子能有效分解PVA材料。

一旦溶解已完成，运转与换热器(120)连接的真空泵(未示出)以浓缩PVA溶液，并同时保持溶解-浓缩罐(100)的内部在100-300托。由于从含有高浓度有机物的废水有效蒸发水分，用于在真空条件下浓缩溶液的技术可减少浓缩时间。

在示于图8的浓缩物排放步骤S4中，当溶解-浓缩罐(100)的内压达到大气压力时，通过过滤泵的运转，经由浓缩物排放管线(L1)，将浓缩的PVA溶液从溶解-浓缩罐(100)排放。然后，经由滤液循环管线(L3)，将浓缩的PVA溶液排放到絮凝罐(160)。通过接收提供到溶解-浓缩罐(100)的水平传感器的信号，过滤泵(未示出)运转。从溶解-浓缩罐(100)排放到絮凝罐(160)的PVA溶液具有如下所述特点。

为了排放在溶解-浓缩罐(100)中储存的PVA溶液，将过滤泵运转，直到在溶解-浓缩罐(100)中提供的水位达到最低点。当过滤泵运转时，与过滤器(170)侧连接的管线(未示出)的自动阀自动打开。最初从溶解-浓缩罐排放的溶液的温度在70-75℃范围，因此可能会对过滤器(170)产生热损害。因此，期望通过水冷型的换热器(171)将溶液冷却至低于50℃，并经由过滤器(170)在絮凝罐(160)中收集。当溶解-浓缩罐(100)的水位(未示出)到达最低点时，停止过滤泵的运转。经由过滤器(170)在絮凝罐(160)中收集浓缩的PVA溶液。

当PVA溶液从溶解-浓缩罐(100)完全排放到絮凝罐(160)后，序贯进行从收集/分离步骤(S1)到浓缩物排放步骤(S4)的步骤。

在示于图8的浓缩物的第一过滤步骤S5中，可首先除去未完全溶解于PVA防护产品的溶解作用中的有机物，这减少要在热解/氧化反应器(200)和催化氧化反应器(210)中处理的有机物的量。当将浓缩物转移至絮凝罐(160)时，通过过滤器(170)除去未完全溶解的有机物。过滤器(170)优选具有50-0.2 μm的过滤能力。过滤泵以3600 rpm的高速驱动，在泵内部提供的涡轮推进器(未示出)能高速混合PVA溶液。因此，将在PVA浓缩物内存在的未反应状态的过氧化氢和铁盐完全混合，由此引起二次芬顿反应。通过该反应产生的羟基自由基离子可诱导PVA材料的进一步分解。过滤泵优选为能高速运转的Wesco类型泵。

下表5显示在每个步骤中有机物的除去比率

表5

索引	浓缩物	第一过滤
			水分	90.9%	95.4%
挥发性固体	8.2%	4.2%
			非挥发性固体	0.9%	0.4%
总计	100.0%	100.0%

由表5可见，当通过本发明的一个示例性过程制备35重量% PVA溶液时，浓缩物中的有机物的浓度非常低((8.2%)。这是因为在溶解/浓缩步骤中通过芬顿反应使70%或更多的有机物氧化为CO₂和H₂O，并通过第一浓缩物过滤步骤(S5)进一步除去约48.8%的有机物。

示于图8的絮凝步骤S6与以上参考图1描述的絮凝步骤类似。以下描述在用于除去γ核素的絮凝步骤S6和第二过滤步骤S7之后的滤液排放步骤S8。

在PVA溶液的热解/氧化步骤中，提高非挥发性无机物的量可提高飞灰的量，并在热解/氧化反应器(200)和催化氧化反应器(210)内累积飞灰。这可引起γ核素的浓缩。因此，为了从根本上阻止飞灰的浓缩，在排放经过氧化的PVA溶液前，期望进行中和步骤。

换句话说，在本发明的示例性设备中，通过完全氧化，PVA溶液作为CO₂和H₂O排放。最终产生的冷凝水与核电厂LRS相连接地排放。因此，无需完全除去在PVA溶液中存在的γ核素，这可进一步简化γ核素的除去步骤。

同时，当将滤液最终转移至液体废物储罐(180)时，PVA溶液的过滤和排放步骤完成。在浓缩物排放步骤(S4)之前30分钟、进行滤液排放步骤(S8)后，重复从第一浓缩物过滤步骤(S5)到滤液排放步骤(S8)的过程。例如，经由浓缩物排放管线(L1)和滤液循环管线(L3)，将PVA溶液在溶解-浓缩罐(100)、过滤器(170)和絮凝罐(160)中循环，其中滤液转移管线(L4)保持关闭状态。

表6

索引	第一过滤	第二过滤
			水分	95.4%	95.9%
挥发性固体	4.2%	3.8%
			非挥发性固体	0.4%	0.28%
总量	100.0%	100.0%

在已经历第二过滤步骤的PVA溶液中的元素含量记录于下表7

表7

分析项目

C(%)

H(%)

O(%)

N(%)

S(%)

分子式

PVA溶液

50.5

7.0

41.2

N.D.

N.D.

C4H7O3

在示于图8的热解/氧化步骤S9中，经由滤液转移管线(L4)，将其中γ核素已通过上述步骤除去的PVA溶液转移至液体废物储罐(180)。在将PVA溶液供应到热解/氧化反应器(200)之前，将热解/氧化反应器(200)的内温升高直至约550℃。将供应到热解/氧化反应器(200)内的空气经由换热器(220)从外部供应到加热器(270)，通过使用加热器(270)将供应的空气加热直至约550-600℃，并经由空气供应管线(L7)，使得在热解/氧化反应器(200)内填充的由陶瓷材料制成的再生介质(203)累积热量。在热解/氧化反应器内提供间壁(204)，用于防止再生介质阻塞空气供应管线。为了促进升高再生介质(203)的温度，在热解/氧化反应器(200)的外部提供夹套加热器(202)，并通过在热解/氧化反应器(200)内提供的温度传感器(未示出)进行夹套加热器(202)的控制。

当将热解/氧化反应器200加热直至550℃时，经由液体废物供应管线(L5)将PVA溶液供应到热解/氧化反应器(200)内。在热解/氧化反应器(200)中，提供与液体废物供应管线连接的喷嘴(201)，该喷嘴以细颗粒形式喷洒供应的废物液体。由于在热解/氧化反应器(200)内填充的再生介质(203)可延长气体在高温条件下的停留时间，可有效分解在PVA溶液中存在的有机物。

同时，优选在PVA溶液到热解/氧化反应器(200)内的供应中，当液体废物储罐(180)的水位高于最低点时，液体废物供应泵运转，而当水位低于最低点时，自动停止。

在示于图8的催化氧化步骤S10和废气冷却步骤S11中，在上述步骤中未处理的有机物在催化氧化反应器(210)中进行二次处理。在该步骤中使用的催化剂优选包括铂(Pt)/钯(Pd)/氧化铝(Al₂O₃)，并且催化氧化反应器优选在500-550℃的高温范围运转。

由催化氧化反应器(210)排放的废气通过经过空冷的换热器(220)，预热供应到热解/氧化反应器(200)的空气，并将排放的气体空冷。经空冷的排放气体的温度在约200-250℃范围，因此通过水冷的换热器(230)二次冷却直至室温。将冷却的排放气体分为气体和液体，在冷凝水储罐(240)中收集冷凝水。

在示于图8的中和步骤S12和过滤/排放步骤S13中，当在冷凝水储罐(240)中收集的冷凝水达到预定的水平时，在冷凝水储罐中提供的水平传感器(未示出)感知冷凝水。在电机带动的阀(未示出)序贯自动打开后，冷凝水循环泵(未示出)运转。在冷凝水循环泵运转后，当在冷凝水储罐中提供的pH传感器(未示出)的值小于6.0时，与化学品罐(250)连接的电机带动的阀(未示出)自动打开，并且化学品供应泵(未示出)运转，从而供应在化学品罐(250)中储存的35重量% NaOH水溶液。当通过供应NaOH使冷凝水的pH值为6.0以上持续3秒时，化学品供应泵停止，并且电机带动的泵停止，由此完成冷凝水的中和。

当完成冷凝水的中和时，与过滤器(260)连接的电机带动的阀(未示出)自动打开，位于冷凝水储罐(240)下面的电机带动的阀(未示出)关闭，从而经由过滤器(260)将冷凝水排放到电厂LRS。提供的过滤器(260)优选安装有3 μm过滤器。进行冷凝水的排放，仅到在冷凝水储罐(240)和过滤器(260)之间提供的水平传感器(未示出)的水平达到最低点为止。当水平达到最低点时，冷凝水循环泵停止运转，在冷凝水储罐和过滤器之间提供的电机带动的阀和在冷凝水储罐下面提供的电机带动的阀序贯关闭，由此完成冷凝水的过滤/排放步骤(S14)。例如，通过空冷和水冷的步骤，将催化氧化反应器(210)排放的气体的温度冷却至室温。

在冷凝水储罐(240)中收集具有室温的排放气体中存在的水分，并根据在自然环境中的水质标准调节水分的pH至6.0-6.5范围。然后，通过过滤器除去可能在冷凝水中存在的飞灰，并将其排放到核电厂LRS。

如图11所示，在滤液排放步骤(S8)中得到示例性样品(图11的左侧)，在冷凝水过滤/排放步骤(S14)中得到样品(图11的右侧)。如图11所示，在根据本发明处理的PVA防护产品中，最终排放的水的COD浓度可调节至15 ppm。

在本发明的该示例性实施方案中，冷凝水中和步骤(S13)和冷凝水过滤/排放步骤(S14)自动运转并通过在冷凝水储罐(240)中提供的水位传感器(未示出)控制，由此改进设备操作的方便性。通过冷凝水储罐(240)的水位传感器(未示出)自动重复从冷凝水收集步骤(S12)到冷凝水过滤/排放步骤(S14)的过程。

与包括上述步骤的用于处理由水溶性材料制成的防护产品的方法一起，本发明提供用于处理放射性材料的设备，用于所述处理方法。

通过所述设备，可在工厂内处理由核电厂产生的水溶性防护产品(如PVA防护产品)，从而使永久处置可燃废物的成本效益和防护产品的使用效率最大化。

通过使由溶解和浓缩产生的PVA溶液热解/催化氧化，以及在工厂内处理净化了的PVA溶液，本发明能使用于自处置由常规的聚乙烯醇(PVA)制备的一次性PVA防护产品的设备相对小。因而，与大规模设备不同，存在经济优势，例如降低能耗。该设备可作为小型可移动设备实现，因此可在狭窄的空间中提供。

另外，如以上在本发明的示例性实施方案中所描述的，考虑到设备的操作，催化剂和加热介质的使用非常有利。因此，鉴于如下事项，向国内核电厂引入PVA防护产品使得可预期各种效果：减少核电厂的操作费用、减少放射性废物的产生量，和操作者的保护/卫生。

本发明不局限于上述实施方案，并且本领域技术人员将理解，在不偏离所附权利要求所公开的本发明的范围和精神的情况下，可进行各种修改、添加和替换。

Claims (20)

1.一种处理放射性材料污染的聚乙烯醇(PVA)防护产品的方法，所述方法包括：

洗涤步骤，用于除去附着在PVA防护产品上的放射性材料；

溶解/浓缩步骤，用于在溶解-浓缩罐中溶解和浓缩所述已洗涤的PVA防护产品；

液体废物热解/氧化步骤，用于使经溶解-浓缩罐处理的滤液中的有机物在高温下热解和氧化；

催化氧化步骤，用于处理由热解/氧化步骤排放的未处理的气体中存在的有机物；

废气冷却步骤，用于收集和冷却在氧化的有机物气体中的废热；

冷凝水收集步骤，用于收集由所述废气冷却步骤产生的冷凝水；

冷凝水中和步骤，用于根据在自然环境中排放水的水质标准，中和收集的冷凝水的pH；和

冷凝水排放步骤，用于过滤在最终排放的冷凝水中的颗粒，和将冷凝水排放到工厂液体释放系统。

2.权利要求1的方法，其中在液体废物热解/氧化步骤前，所述方法还包括：

收集/分离步骤，用于从现场收集PVA防护产品和分离不溶性材料；

浓缩物排放步骤，用于将已溶解的PVA溶液从溶解-浓缩罐排放到絮凝罐；

第一过滤步骤，用于从溶解-浓缩罐排放的PVA溶液除去不完全溶解的有机物；

絮凝剂供应/搅拌步骤，用于除去在第一过滤的PVA溶液中存在的放射性材料；和

第二过滤步骤，用于除去由絮凝剂形成的任何絮凝物。

3.权利要求2的方法，其中在浓缩物第一过滤步骤中，通过过滤器除去大尺寸颗粒，并使用高速旋转的泵使有机物与氧化剂充分混合，从而使PVA溶液氧化。

4.权利要求2的方法，其中在第一过滤步骤中，使用直径为1-80 μm的过滤器首先除去包含在浓缩物中的放射性核素。

5.权利要求2的方法，其中在第一过滤步骤和第二过滤步骤中，使用直径为0.2-80 μm的过滤器来过滤浓缩物。

6.权利要求1的方法，进一步包含与加热罐连接的多反应器，所述加热罐用于在PVA溶解/浓缩步骤中加热多反应器的内部。

7.权利要求6的方法，其中加热罐加热多反应器，同时防护产品的PVA首先溶解于多反应器内的溶液中。

8.权利要求7的方法，其中，将包含其中PVA已溶解的溶液浓缩，以便使要自处置的液态废物的产生量最小化。

9.权利要求6的方法，其中，加热罐允许离子颗粒被除去的净化水经由加热夹套间接加热多反应器。

10.权利要求9的方法，其中通过加热器使包含在加热罐中的净化水形成为100~130℃的蒸汽。

11.权利要求6的方法，其中在多反应器中，引入过氧化氢和铁盐以引起芬顿反应，由芬顿反应产生的羟基自由基促进PVA的溶解。

12.权利要求6的方法，其中在多反应器中，当70-95%的PVA材料溶解时，引入过氧化氢和铁盐溶液以引起芬顿反应。

13.权利要求12的方法，其中以0.3-1 L_H2O2/kg_PVA防护衣的量引入过氧化氢，以0.1-0.5L_铁盐溶液/kg_PVA防护衣的量引入铁盐溶液。

14.权利要求12的方法，其中如下形成铁盐溶液：在500 mL容量瓶中引入6.25 mL H₂SO₄和2.18 g FeSO₄7H₂O，填充蒸馏水直至容量瓶的500 mL，接着为一小时纯化过程。

15.权利要求1-14中任一项的方法，其中在液体废物热解/氧化步骤中，热解/氧化反应器在550℃-600℃的氧化温度下操作，以使PVA溶液氧化。

16.权利要求1-14中任一项的方法，其中在催化氧化步骤中，催化氧化反应器在500℃-550℃的氧化温度下操作，以使PVA溶液氧化。

17.权利要求1-14中任一项的方法，其中在催化氧化步骤中，使用包含铂(Pt)、钯(Pd)和氧化铝(Al₂O₃)的催化剂。

18.权利要求1-14中任一项的方法，所述方法进一步包括：

放射性材料已被除去的PVA溶液的放射性浓度分析步骤，和浓缩物储存步骤；和

处置步骤，用于处理经浓缩的非放射性PVA溶液。

19.权利要求18的方法，其中用于处理PVA溶液的处置步骤通过浓缩物自处置过程或浓缩物干燥产品焚烧处置过程中的任一种进行。

20.根据权利要求1-19中任一项的方法处理PVA防护产品的设备，所述设备包括：

洗涤设备，用于洗涤所述PVA防护产品;

溶解-浓缩罐，用于溶解和浓缩所述PVA防护产品；

用于液体废物的热解/氧化反应器，其中使经溶解-浓缩罐处理的滤液中的有机物在高温下热解和氧化；

催化氧化反应器，用于处理在热解/氧化反应器中处理的气体中未处理的气体中存在的有机物；

换热器，用于收集和冷却在氧化的有机物气体中的废热；和

冷凝水储罐，用于收集由换热器产生的冷凝水。