CN104347146A - 核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其包括以下步骤:1)利用金属桶收集高剂量率可压缩检修废物,并将装有检修废物的金属桶封盖后转运至超级压缩站;2)对装有检修废物的金属桶进行超级压缩;3)将压缩桶饼装入更大金属桶中,并在灌浆固定后封盖。与现有技术相比,本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法通过对检修废物进行超级压缩和灌浆固定,有效解决了现有技术中存在的减容比有限、废物反弹以及操作人员受气溶胶危害等问题。
Description
技术领域
本发明属于核电站的放射性废物处理领域,更具体地说,本发明涉及一种核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法。
背景技术
核电站或其他核设施在运行、检修期间,会产生包括纸、衣服、塑料、金属等在内的大量可压缩检修废物。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。
目前,表面剂量率>2mSv/h的可压缩检修废物的主流处理措施为压实后灌浆固定,具体处理过程为:1)废物收集:表面剂量率>2mSv/h的检修废物在产生后,由辐射防护人员运至位于NX(核辅助厂房)的临时废物收集点暂存,收集设施为设有铅内衬的水泥桶(铅内衬用于屏蔽检修废物的辐射,降低对操作人员及环境的辐射危害);2)废物压实:水泥桶装满表面剂量率>2mSv/h的检修废物后,利用重锤压实水泥桶内的检修废物并继续向桶内装填废物,以保证水泥桶内能够装入尽可能多的废物,实现废物减容;3)灌浆固定:水泥桶内废物经过压实并反复装填后,通过TES系统(固体废物处理系统)水泥固化线进行灌浆固定,实现放射性废物的整备。
但是,上述废物处理方法存在以下缺陷:1)水泥桶装满表面剂量率>2mSv/h的检修废物后,为装入更多废物,操作人员需要使用重锤对桶内废物进行压实;由于未设置相应通风系统且操作人员为就地操作,因此在压实过程中存在气溶胶扩散、操作人员接受内照射的风险;2)废物的最终包装容器为桶壁很厚的水泥桶,而且废物减容是通过使用重锤锤压桶内废物来实现,因此减容比有限,产生的最终废物总量较高,不利于废物最小化,也导致后续的固体废物运输、暂存及处置费用较高;3)由于表面剂量率>2mSv/h的检修废物成分复杂,部分废物用重锤难以压缩,而且压缩后的废物形状不规则,以致于在水泥灌浆过程中,存在水泥浆的流入不畅,难以满足废物特性鉴定的要求;4)采用重锤压缩效果不明显,在金属桶长期暂存过程中,有可能出现被压缩废物反弹,引起鼓包现象,进而影响金属桶的暂存、运输、处置等过程的安全操作。
有鉴于此,确有必要开发一种能够克服上述问题的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法。
发明内容
本发明的目的在于:提供一种减容比较大且无辐照风险的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,可降低核电站高剂量率可压缩检修废物的处理成本,同时保证操作人员的安全。
为了实现上述发明目的,本发明提供了一种核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其包括以下步骤:
1)利用金属桶收集高剂量率可压缩检修废物,并将装有检修废物的金属桶封盖后转运至超级压缩站;
2)对装有检修废物的金属桶进行超级压缩;以及
3)将压缩桶饼装入更大金属桶中,并在灌浆固定后封盖。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤1)中检修废物的收集过程是:将装有金属桶的屏蔽容器放置在检修废物收集点,检修废物产生后即放入金属桶内。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤1)中金属桶装满后即被封盖,金属桶的转运过程为:利用叉车将屏蔽容器及金属桶一起转运至传输辊道,然后通过远程控制、利用专用抓具将已封盖的金属桶从屏蔽容器内取出并放至在传输辊道上,从而将金属桶转运至超级压缩站。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤2)中,对装有检修废物的金属桶进行超级压缩前,需先在金属桶底部进行打孔。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤2)中,压缩全程都需要使用防护罩罩住金属桶,防护罩内设有可维持防护罩内负压状态的通风装置。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤3)中具体步骤为:利用桶饼优化装置选择合适的压缩桶饼装入更大金属桶中,之后利用混合器将混合好的水泥浆浇灌入金属桶中以固定压缩桶饼,压缩桶饼在金属桶中的灌浆固定操作由操作人员在控制室远距离控制;灌浆固定体在养护后进行封盖操作。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述灌浆固定用的水泥浆是依据核电站干固体废物灌浆固定的水泥配方配制的。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤3)中的封盖操作由操作人员在封盖站位就地完成,封盖站位处需设置屏蔽墙,操作人员在屏蔽墙后进行封盖操作。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述步骤3)中,用于装压缩桶饼的金属桶内设置有桶内支架,桶内支架上安装有多个斜向下延伸而防止压缩桶饼上浮的倒钩。
作为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法的一种改进,所述高剂量率可压缩检修废物是表面剂量率>2mSv/h的检修废物;步骤1)中收集检修废物所使用的金属桶是200L金属桶;步骤2)中是使用2000t超级压缩机对200L金属桶进行压缩;步骤3)中使用的金属桶是400L金属桶。
与现有技术相比,本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法通过对检修废物进行超级压缩和灌浆固定,有效解决了现有技术中存在的减容比有限、废物反弹以及操作人员受气溶胶危害等问题。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法进行详细说明,其中:
图1为本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法所使用的桶内支架结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明,并非为了限定本发明。
本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法包括以下步骤:
1)利用金属桶收集高剂量率可压缩检修废物,并将装有检修废物的金属桶封盖后转运至超级压缩站:将装有200L金属桶的屏蔽容器放置在检修废物收集点,表面剂量率>2mSv/h的检修废物产生后即放入屏蔽容器内的200L金属桶内以减少操作人员所受辐照剂量;当200L金属桶内装满检修废物后即将其封盖,之后利用叉车将屏蔽容器及200L金属桶一起转运至分拣压缩打包线的传输辊道上,然后通过专用抓具将200L金属桶从屏蔽容器内取出并放至在传输辊道上,从而将200L金属桶转运至超级压缩站;其中,将200L金属桶从屏蔽容器内取出及200L金属桶在传输辊道上的传输均由操作人员在控制室远程控制,从而有效减少操作人员接收到的辐照剂量;
2)对装有检修废物的金属桶进行超级压缩:装有检修废物的200L金属桶传输至超级压缩站后,利用超级压缩机打孔装置在200L金属桶的底部打孔;打孔后,用2000t超级压缩机的防护罩罩住200L金属桶,然后将超级压缩机设置成适当压力,启动超级压缩机使其压头下压而将200L金属桶压成压缩桶饼;压缩过程中,200L金属桶内的气体以及检修废物中残留的水可以从桶底的孔内排出;由于防护罩内设有可维持防护罩内负压状态的通风装置,因此防护罩内的气体可经通风装置送至厂房通风系统进行统一处理和排放,从而有效防止气溶胶的扩散;
3)将压缩桶饼装入400L金属桶中,并在灌浆固定后封盖:通过桶饼测量装置,测量压缩产生的压缩桶饼的厚度、重量、表面剂量率等参数,并利用桶饼优化装置选择合适的压缩桶饼装入400L金属桶中,一个400L金属桶一般装入3~4个压缩桶饼;之后,利用混合器将混合好的水泥浆(水泥浆依据核电站干固体废物灌浆固定的水泥配方配制)浇灌入400L金属桶中以固定压缩桶饼,压缩桶饼在400L金属桶中的灌浆固定操作由操作人员在控制室远距离控制;灌浆固定体在养护后进行封盖操作,此操作由操作人员在封盖站位就地完成,为了减少操作人员接收到的辐照剂量,封盖站位处需设置屏蔽墙,操作人员在屏蔽墙后进行封盖操作。
在步骤3)中,为了防止压缩桶饼在灌浆固定过程中上浮,需要提前在400L金属桶内设置一个倒刺状的桶内支架。请参阅图1所示,桶内支架包括侧杆10、底架12和倒钩14。侧杆10和底架12围成尺寸与400L金属桶内部尺寸相匹配的架子,倒钩14设置在侧杆10上并自侧杆10斜向下延伸。压缩桶饼装入时,可以顺着倒钩14顺利装入;但当压缩桶饼在水泥灌浆固定过程中上浮时,会卡在压缩桶饼的侧杆10的倒钩上,从而有效防止压缩桶饼上浮。
根据以上描述可知,本发明核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法通过对检修废物进行超级压缩和灌浆固定,有效解决了现有技术中存在的减容比有限、废物反弹以及操作人员受气溶胶危害等问题,具有以下优点:
1)保证操作人员安全:在转运过程中,本发明对装有检修废物的200L金属桶实行全程封盖运输;在超级压缩机对200L金属桶进行压缩时,利用超级压缩机上的防护罩将200L桶罩住,且防护罩内设有维持通风罩内负压状态的通风装置,通风罩内的气体经过滤后送往厂房通风系统进行统一处理和排放;上述两种技术手段有效防止了气溶胶向工作区域的扩散,保证了操作人员的安全;
2)废物减容效果显著:本发明利用压缩压力为2000t的超级压缩机对装有检修废物的200L金属桶进行压缩,废物减容效果远远高于现有技术中操作人员手工操作重锤锤压废物的减容效果;另外,本发明使用400L金属桶作为表面剂量率>2mSv/h的检修废物的包装容器,同水泥桶相比,400L金属桶具备桶壁薄、体积小的优点,其体积占废物总量的比例<5%,远小于水泥桶货包占废物体积的比重;
3)避免废物反弹:本发明采用2000t的超级压缩机对检修废物进行压缩,理论上能够对压缩核电站产生的所有检修废物,又由于采用200L金属桶作为压缩用桶,200L金属桶被压成桶饼后形状较规则,而且对检修废物具有一定的束缚能力;加之本发明后续步骤还将压缩桶饼放入400L金属桶,并利用水泥浆进行灌浆固定,而且还利用桶内支架防止压缩桶饼上浮;因此能够有效避免现有技术中的废物反弹。
本发明主要适用于核电站或其他核设施检修过程中产生的表面剂量率>2mSv/h的检修废物的减容处理。
根据上述说明书的揭示和教导,本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外,尽管本说明书中使用了一些特定的术语,但这些术语只是为了方便说明,并不对本发明构成任何限制。
Claims (10)
1.一种核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,包括以下步骤:
1)利用金属桶收集高剂量率可压缩检修废物,并将装有检修废物的金属桶封盖后转运至超级压缩站;
2)对装有检修废物的金属桶进行超级压缩;以及
3)将压缩桶饼装入更大金属桶中,并在灌浆固定后封盖。
2.根据权利要求1所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤1)中检修废物的收集过程是:将装有金属桶的屏蔽容器放置在检修废物收集点,检修废物产生后即放入金属桶内。
3.根据权利要求2所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤1)中金属桶装满后即被封盖,金属桶的转运过程为:利用叉车将屏蔽容器及金属桶一起转运至传输辊道,然后通过远程控制、利用专用抓具将已封盖的金属桶从屏蔽容器内取出并放至在传输辊道上,从而将金属桶转运至超级压缩站。
4.根据权利要求1所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤2)中,对装有检修废物的金属桶进行超级压缩前,先在金属桶底部进行打孔。
5.根据权利要求1所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤2)中,压缩全程使用防护罩罩住金属桶,防护罩内设有可维持防护罩内负压状态的通风装置。
6.根据权利要求1所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤3)中具体步骤为:利用桶饼优化装置选择合适的压缩桶饼装入更大金属桶中,之后利用混合器将混合好的水泥浆浇灌入金属桶中以固定压缩桶饼,压缩桶饼在金属桶中的灌浆固定操作由操作人员在控制室远距离控制;灌浆固定体在养护后进行封盖操作。
7.根据权利要求6所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述灌浆固定用的水泥浆是依据核电站干固体废物灌浆固定的水泥配方配制的。
8.根据权利要求1所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤3)中的封盖操作由操作人员在封盖站位就地完成,封盖站位处设置屏蔽墙,操作人员在屏蔽墙后进行封盖操作。
9.根据权利要求1所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述步骤3)中,用于装压缩桶饼的金属桶内设置有桶内支架,桶内支架上安装有多个斜向下延伸而防止压缩桶饼上浮的倒钩。
10.根据权利要求1至9中任一项所述的核电站高剂量率可压缩检修废物的处理方法,其特征在于,所述高剂量率可压缩检修废物是表面剂量率>2mSv/h的检修废物;步骤1)中收集检修废物所使用的金属桶是200L金属桶;步骤2)中是使用2000t超级压缩机对200L金属桶进行压缩;步骤3)中使用的金属桶是400L金属桶。
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CN (1) | CN104347146A (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107672089A (zh) * | 2017-11-24 | 2018-02-09 | 重庆冠亨汽车配件有限公司 | 一种自动打包的废旧塑料收纳机 |
CN108399960A (zh) * | 2018-02-02 | 2018-08-14 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电站超级压缩处理系统 |
CN109659059A (zh) * | 2019-01-02 | 2019-04-19 | 中国核电工程有限公司 | 处理放射性废物的装置、系统、方法及应用 |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4377509A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy | Packaging for ocean disposal of low-level radioactive waste material |
JPH04110799A (ja) * | 1990-08-31 | 1992-04-13 | Ngk Insulators Ltd | 放射性廃棄物の処理方法 |
US5562592A (en) * | 1995-04-21 | 1996-10-08 | Curiel; Yoram | Hazardous or toxic waste material storage apparatus and associated method |
CN201126724Y (zh) * | 2007-12-11 | 2008-10-01 | 核工业第二研究设计院 | 一种研究堆乏燃料运输容器 |
CN101916605A (zh) * | 2010-07-26 | 2010-12-15 | 清华大学 | 一种核电站乏燃料贮存罐屏蔽罩成套装置 |
CN102496398A (zh) * | 2011-12-05 | 2012-06-13 | 中广核工程有限公司 | 核电厂废滤芯处理方法 |
WO2012084891A1 (fr) * | 2010-12-21 | 2012-06-28 | Tn International | Dispositif de stockage longue duree integrant un etui de stockage ventile destine a recevoir un etui de confinement contenant des matieres radioactives |
-
2013
- 2013-07-26 CN CN201310319796.2A patent/CN104347146A/zh active Pending
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4377509A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy | Packaging for ocean disposal of low-level radioactive waste material |
JPH04110799A (ja) * | 1990-08-31 | 1992-04-13 | Ngk Insulators Ltd | 放射性廃棄物の処理方法 |
US5562592A (en) * | 1995-04-21 | 1996-10-08 | Curiel; Yoram | Hazardous or toxic waste material storage apparatus and associated method |
CN201126724Y (zh) * | 2007-12-11 | 2008-10-01 | 核工业第二研究设计院 | 一种研究堆乏燃料运输容器 |
CN101916605A (zh) * | 2010-07-26 | 2010-12-15 | 清华大学 | 一种核电站乏燃料贮存罐屏蔽罩成套装置 |
WO2012084891A1 (fr) * | 2010-12-21 | 2012-06-28 | Tn International | Dispositif de stockage longue duree integrant un etui de stockage ventile destine a recevoir un etui de confinement contenant des matieres radioactives |
CN102496398A (zh) * | 2011-12-05 | 2012-06-13 | 中广核工程有限公司 | 核电厂废滤芯处理方法 |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107672089A (zh) * | 2017-11-24 | 2018-02-09 | 重庆冠亨汽车配件有限公司 | 一种自动打包的废旧塑料收纳机 |
CN108399960A (zh) * | 2018-02-02 | 2018-08-14 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电站超级压缩处理系统 |
CN109659059A (zh) * | 2019-01-02 | 2019-04-19 | 中国核电工程有限公司 | 处理放射性废物的装置、系统、方法及应用 |
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