CN105280262A - 一种核电厂废物包脱水装置及方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂废物包脱水装置及方法，解决了目前缺乏对盛装有放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器(HIC)进行脱水的方案的问题，所述脱水装置包括：脱水管，用于在脱水时排出HIC中的游离液体；脱水泵，用于在脱水时产生抽吸作用力，使HIC中废物所含游离液体流出；脱水检测槽，用于在脱水时检测从HIC中脱出的游离液体的体积，并基于所述体积判断HIC中废物的游离液体含量；阀门组件，用于在阀门开关状态改变时，开启或关闭脱水管，以控制所述脱出的游离液体直接或经由脱水检测槽进行体积检测后排放至核电厂废液处理系统。实现HIC废物包内游离液体的分离，使废物包内游离液体体积小于固体废物体积的1％。

Description

一种核电厂废物包脱水装置及方法

技术领域

本发明涉及核电厂低、中放射性废物处理技术领域，尤其涉及一种核电厂废物包脱水装置及方法。

背景技术

目前，国内核电厂固体废物处理系统均采用较为成熟的水泥固化工艺处理湿固体废物如废树脂、废滤芯等，但水泥固化工艺为增容技术、不利于废物的最小化。为实现废物的最小化、提高废物处理的安全性，国内核电厂开始采用高密度聚乙烯高整体容器(以下简称HIC)工艺直接装填核设施产生的废树脂、过滤器芯、颗粒状活性炭等放射性湿固体废物，无需对废物进行固化或固定处理，相比水泥固化工艺能够显著降低最终废物包的体积。

但核电厂产生放射性湿固体废物含有大量的游离液体，依据GB16933《放射性废物近地表处置的废物接收准则》与GB12711《低、中水平放射性固体废物包装安全标准》中“废物容器中游离液体体积应小于固体废物体积1％”，需对装入HIC中废物进行脱水处理，避免废物包破损导致废物中核素迁移到处置环境中。

总之，HIC工艺作为国内低、中水平放射性湿固体废物最小化处理的新技术，需在HIC工艺应用环节解决以下技术问题：

1)如何实现HIC中填装的低、中水平放射性湿固体废物如废树脂、废滤芯等含有较多的游离液体，需去除废物包中大量的游离液体，使游离液体体积小于固体废物体积的1％；

2)缺乏相应的脱水方法和废物包内游离液体含量判定准则，进而无法便于运行人员在HIC脱水期间的操作；

3)HIC所装湿固体废物如废树脂中含有大量的游离液体，而游离液体的存在降低了HIC中放射性固体废物的实际装填量，不利于放射性废物处理的最小化。

发明内容

本发明针对现有技术中存在的缺乏对盛装有放射性废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水的方案的技术问题，提供了一种核电厂废物包脱水装置及方法，实现了对高密度聚乙烯高整体容器(HIC)中放射性废物进行脱水处理，使放射性废物所含游离液体体积小于固体废物体积的1％，满足国家标准的相关要求，并且在对HIC废物包进行脱水后，HIC中放射性固体废物的实际填装量得到提高，有利于放射性废物处理的最小化。

一方面，本发明实施例提供了一种核电厂废物包脱水装置，用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水，所述脱水装置包括：脱水管、脱水泵、脱水检测槽和阀门组件；

所述脱水管的一端设置在高密度聚乙烯高整体容器内、另一端延伸至所述容器外部，用于在脱水时排出所述容器中的游离液体；

所述脱水泵设置在所述脱水管上，用于在脱水时产生抽吸作用力，以使所述容器内部形成负压，进而使所述容器中废物所含游离液体在压力差驱动下经过所述脱水管流出所述容器；

所述脱水检测槽设置在所述脱水泵的下游且与所述脱水泵连通，用于在脱水时检测从所述容器中脱出的游离液体的体积，并基于所述脱出的游离液体的体积判断所述容器中废物的游离液体含量；

所述阀门组件设置在所述脱水管上，用于在阀门开关状态改变时，开启或关闭所述脱水管，以控制所述脱出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统或经由所述脱水检测槽进行体积检测后排放至所述废液处理系统。

可选的，所述脱水装置还包括：

设置在所述容器内底部，与所述脱水管一端连通的脱水过滤器，用于过滤所述脱出的游离液体中的废物。

可选的，所述脱水管包括：

用于连通所述容器和所述脱水泵的第一管段；

用于连通所述脱水泵和所述废液处理系统的第二管段；

用于连通所述脱水泵和所述脱水检测槽的第三管段；

用于连通所述脱水检测槽和所述废液处理系统的第四管段。

可选的，所述阀门组件包括：

设置在所述第一管段上，用于开启或关闭所述第一管段的第一阀门；

设置在所述第二管段上，用于开启或关闭所述第二管段的第二阀门和第三阀门；

设置在所述第三管段上，用于开启或关闭所述第三管段的第四阀门；

设置在所述第四管段上，用于开启或关闭所述第四管段的第五阀门。

可选的，所述第一管段包括：

设置在所述容器内部的容器内管段；

设置在所述容器外部，用于连通所述容器内管段和所述脱水泵的容器外管段。

可选的，当所述容器盛装的废物为大体积且含水量较小的固体废物时，所述容器内管段沿所述容器内侧壁装配；当所述容器盛装的废物为颗粒状且含水量较高的固体废物时，所述容器内管段沿所述容器轴心装配。

另一方面，本发明实施例还提供了一种核电厂废物包脱水方法，应用于核电厂废物包脱水装置中，所述脱水装置用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水，所述脱水方法包括以下步骤：

S1、在高密度聚乙烯高整体容器上装配所述脱水装置之后，且所述容器装填废物之前，控制调整阀门组件的阀门开关状态，打开脱水管，以使所述容器排出的游离液体能够排放至核电厂废液处理系统；

S2、向所述容器中填装废物，当所述容器中废物的体积达到预设值时，启动脱水泵对所述容器进行N次脱水操作，同时控制调整所述阀门组件的阀门开关状态，以使所述容器在前N-1次脱水操作中排出的游离液体直接排放至所述废液处理系统，以及使所述容器在第N次脱水操作中排出的游离液体排放至脱水检测槽，并通过所述脱水检测槽检测第N次脱水操作脱出的游离液体的体积，在检测获得所述游离液体的体积小于预设体积时，判定所述容器中废物的游离液体含量达标，并排出所述脱水检测槽中的液体，其中N为大于等于2的整数。

可选的，所述脱水方法还包括：在脱出的游离液体从所述容器排出之前，通过脱水过滤器过滤所述脱出的游离液体中的废物。

可选的，所述步骤S1具体为：

在高密度聚乙烯高整体容器上装配所述脱水装置之后，且所述容器装填废物之前，控制打开第一阀门、第二阀门和第三阀门，以及使第四阀门和第五阀门保持关闭状态，以使所述容器排出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统。

可选的，所述步骤S2包括子步骤：

S21、多次循环执行向所述容器中填装废物和对所述容器进行预脱水的操作，同时通过安装在所述容器上的液位计检测所述容器中废物的体积；

S22、当检测到所述容器中废物的体积达到预设值时，启动脱水泵对所述容器进行前N-1次脱水操作，并将所述容器脱出的游离液体直接排放至所述废液处理系统；

S23、在第N-1次脱水操作之后，且在第N次脱水操作之前，控制调整所述阀门组件的阀门开关状态，以连通所述排水泵和所述脱水检测槽，并关闭所述脱水泵与所述废液处理系统之间的管段；

S24、启动所述脱水泵对所述容器进行所述第N次脱水操作，并通过脱水检测槽检测第N次脱水操作脱出的游离液体的体积，在检测获得所述游离液体的体积小于预设体积时，判定所述容器中废物的游离液体含量达标，并排出所述脱水检测槽中的液体。

可选的，所述步骤S23具体为：

在第N-1次脱水操作之后，且在第N次脱水操作之前，控制打开第四阀门和关闭第三阀门，以连通所述排水泵和所述脱水检测槽，并关闭所述脱水泵与所述废液处理系统之间的管段。

可选的，所述子步骤S24还包括：

在检测获得所述游离液体的体积大于等于所述预设体积时，控制打开第五阀门，以排出所述脱水检测槽中的液体；

在所述脱水检测槽中的液体排尽后，控制关闭所述第五阀门，并执行所述子步骤S23，直至所述脱水检测槽检测到所述容器脱出的游离液体的体积小于所述预设体积，判定所述容器中废物的游离液体含量达标，并控制打开所述第五阀门，排出所述脱水检测槽中的液体。

可选的，在执行所述N次脱水操作时，每次脱水操作持续脱水第一预设时长，并在每次脱水操作之后将所述容器静置第二预设时长，再进行下一次脱水，直至完成所述N次脱水操作；其中，所述第一预设时长和所述第二预设时长均大于等于8小时。

本发明提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：

由于在本发明中，核电厂废物包脱水装置包括：一端设置在高密度聚乙烯高整体容器内，另一端延伸至所述容器外部的脱水管，用于在脱水时排出所述容器中的游离液体；设置在所述脱水管上的脱水泵，用于在脱水时产生抽吸作用力，以使所述容器内部形成负压，进而使所述容器中废物所含游离液体在压力差驱动下经过所述脱水管流出所述容器；设置在所述脱水泵的下游，与所述脱水泵连通的脱水检测槽，用于在脱水时检测从所述容器中脱出的游离液体的体积，并基于所述脱出的游离液体的体积判断所述容器中废物的游离液体含量；设置在所述脱水管上的阀门组件，用于在阀门开关状态改变时，开启或关闭所述脱水管，以控制所述脱出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统或经由所述脱水检测槽进行体积检测后排放至所述废液处理系统。有效地解决了现有技术中缺乏对盛装有放射性废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水的方案的技术问题，实现了对高密度聚乙烯高整体容器(HIC)中放射性废物进行脱水处理，使放射性废物所含游离液体体积小于固体废物体积的1％，满足国家标准的相关要求，并且在对HIC废物包进行脱水后，HIC中放射性固体废物的实际填装量得到提高，有利于放射性废物处理的最小化。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据提供的附图获得其他的附图。

图1为本发明实施例提供的一种核电厂废物包脱水装置结构示意图；

图2为本发明实施例提供的另一种核电厂废物包脱水装置结构示意图；

图3为本发明实施例提供的一种核电厂废物包脱水方法流程图；

图4为本发明实施例提供的另一种核电厂废物包脱水方法流程图。

具体实施方式

本发明实施例通过提供一种核电厂废物包脱水装置，解决了现有技术中存在的缺乏对盛装有放射性废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水的方案的技术问题，实现了对高密度聚乙烯高整体容器(HIC)中放射性废物进行脱水处理，使放射性废物所含游离液体体积小于固体废物体积的1％，满足国家标准的相关要求，并且在对HIC废物包进行脱水后，HIC中放射性固体废物的实际填装量得到提高，有利于放射性废物处理的最小化。

本发明实施例的技术方案为解决上述技术问题，总体思路如下：

本发明实施例提供了一种核电厂废物包脱水装置，用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水，所述脱水装置包括：脱水管、脱水泵、脱水检测槽和阀门组件；所述脱水管的一端设置在高密度聚乙烯高整体容器内、另一端延伸至所述容器外部，用于在脱水时排出所述容器中的游离液体；所述脱水泵设置在所述脱水管上，用于在脱水时产生抽吸作用力，以使所述容器内部形成负压，进而使所述容器中废物所含游离液体在压力差驱动下经过所述脱水管流出所述容器；所述脱水检测槽设置在所述脱水泵的下游且与所述脱水泵连通，用于在脱水时检测从所述容器中脱出的游离液体的体积，并基于所述脱出的游离液体的体积判断所述容器中废物的游离液体含量；所述阀门组件设置在所述脱水管上，用于在阀门开关状态改变时，开启或关闭所述脱水管，以控制所述脱出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统或经由所述脱水检测槽进行体积检测后排放至所述废液处理系统。

可见，在本发明实施例中，提出了一种HIC容器内湿固体废物的脱水技术，解决了HIC工艺处理湿固体时的脱水问题，推动HIC工艺在核电厂中的应用。

为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明，应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。

实施例一

本发明实施例提供了一种核电厂废物包脱水装置，用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器(HIC)进行脱水，其中，HIC由高密度聚乙烯加工制造而成，使用寿命预期300年以上，是一种能有效包容其中盛装的低、中水平放射性固体废物的容器；废物包是废物包装容器与其内放射性废物的统称。请参考图1，所述脱水装置包括：

一端设置在高密度聚乙烯高整体容器(HIC)内，另一端延伸至容器(HIC)外部的脱水管1，用于在脱水时排出容器(HIC)中的游离液体；

设置在脱水管1上的脱水泵2，用于在脱水时产生抽吸作用力，以使容器(HIC)内部形成负压，进而使容器(HIC)中废物所含游离液体在压力差驱动下经过脱水管1流出容器(HIC)；通常，脱水管1的设置在HIC内部的一端接近HIC底部，脱水泵2在工作时，使脱水管1中的气压变小且小于HIC中的气压，使得HIC中废物所含游离液体在压力差的作用下进入脱水管1；

设置在脱水泵2的下游，与脱水泵2连通的脱水检测槽3，用于在脱水时检测从容器(HIC)中脱出的游离液体的体积，并基于所述脱出的游离液体的体积判断容器(HIC)中废物的游离液体含量；

设置在脱水管1上的阀门组件4，用于在阀门开关状态改变时，开启或关闭脱水管1，以控制所述脱出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统或经由脱水检测槽3进行体积检测后排放至所述废液处理系统。

在具体实施过程中，为了使得从HIC中排出的液体的放射性满足核电厂废水排放要求，请参考图1和图2，所述脱水装置还包括：设置在容器(HIC)内底部，与脱水管1一端连通的脱水过滤器5，用于过滤所述脱出的游离液体中的具有放射性的废物。

具体的，仍请参考图1和图2，脱水管1包括：用于连通容器(HIC)和脱水泵2的第一管段11；用于连通脱水泵2和所述废液处理系统的第二管段12；用于连通脱水泵2和所述脱水检测槽3的第三管段13；用于连通脱水检测槽3和所述废液处理系统的第四管段14；其中，所采用的管段为核电厂常用排水管即可。请参考图2，阀门组件4包括：设置在第一管段11上，用于开启或关闭第一管段11的第一阀门41；设置在第二管段12上，用于开启或关闭第二管段12的第二阀门42和第三阀门43；设置在第三管段13上，用于开启或关闭第三管段13的第四阀门44；设置在第四管段14上，用于开启或关闭第四管段14的第五阀门45；其中，所采用的阀门为核电厂常用排水阀即可。

在具体实施过程中，请参考图1和图2，第一管段11包括：设置在容器(HIC)内部的容器内管段111；设置在容器(HIC)外部，用于连通容器内管段111和脱水泵2的容器外管段112。由于HIC中装填的固体废物类型主要分为I型废物和II型废物，I型废物为大体积、含水量较小的固体废物(如过滤器芯、沸石等)，II型废物为颗粒状、含水量较高的固体废物(如废树脂、活性炭等)。根据装填废物的类型不同，HIC内部脱水构件(主要是脱水管1和脱水过滤器5的装配)设计有两种方案：

方案一：如图1所示，在HIC底部装配脱水过滤器5，并沿容器(HIC)内侧壁面装配容器内管段111，并且容器内管段111与脱水过滤器5的侧部相连，该HIC简称I型HIC；

方案二：如图2所示，在HIC底部装配脱水过滤器5，并沿容器(HIC)轴心或中心装配容器内管段111，并且容器内管段111与脱水过滤器5的上部相连，该HIC简称II型HIC。

两种不同HIC脱水技术方案中在HIC脱水构件设计上有所不同，容器外配置的脱水设备均相同，有利于核电厂在处理I型废物和II型废物时实现脱水设备共用。在具体实施过程中，可集成本脱水装置的设备配置，如将脱水管1与脱水泵2集成为单体设备，放置于HIC上方进行脱水；或者，在HIC专用废物填充设备上设置脱水管，通过该脱水管与容器内脱水管、容器外脱水管连接后进行脱水等。

在具体实施过程中，通常需要对HIC中的固体废物进行多次脱水(记作N次，N为大于等于2的整数)，才能使HIC中游离液体的体积小于固体废物体积的1％。具体的，在HIC填装满废物后，根据HIC中填装的废物不同，对HIC进行N次脱水操作，每次脱水操作持续脱水时间不少于8小时(此时间是经过多次实验测量得出的每次脱水最佳时长)，并在每次脱水后将HIC静置不少于8小时，再进行下一次脱水，直至完成N次脱水。其中，HIC在前N-1次脱水操作中排出的游离液体直接排至核电厂废液处理系统，无需排入脱水检测槽3进行体积检测，HIC在第N次脱水操作中排出的游离液体需排入脱水检测槽3进行体积检测，并通过所测得的游离液体体积判断HIC废物包内游离液体体积是否小于容器(HIC)体积的1％。

实施例二

基于同一发明构思，请参考图3，本发明实施例还提供了一种核电厂废物包脱水方法，应用于如实施例一中核电厂废物包脱水装置中，所述脱水装置用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器(HIC)进行脱水，所述脱水方法包括以下步骤：

S1、在高密度聚乙烯高整体容器(HIC)上装配所述脱水装置之后，且所述容器(HIC)装填废物之前，控制调整阀门组件4的阀门开关状态，打开脱水管1，以使所述容器(HIC)排出的游离液体能够排放至核电厂废液处理系统；

S2、向所述容器(HIC)中填装废物，当所述容器(HIC)中废物的体积达到预设值时，启动脱水泵2对所述容器(HIC)进行N次脱水操作，同时控制调整所述阀门组件4的阀门开关状态，以使所述容器(HIC)在前N-1次脱水操作中排出的游离液体直接排放至所述废液处理系统，以及使所述容器(HIC)在第N次脱水操作中排出的游离液体排放至脱水检测槽3，并通过所述脱水检测槽3检测第N次脱水操作脱出的游离液体的体积，在检测获得所述游离液体的体积小于预设体积时，判定所述容器(HIC)中废物的游离液体含量达标，并排出所述脱水检测槽3中的液体，其中N为大于等于2的整数。

其中，在执行所述N次脱水操作时，每次脱水操作持续脱水第一预设时长，并在每次脱水操作之后将所述容器静置第二预设时长，再进行下一次脱水，直至完成所述N次脱水操作；其中，所述第一预设时长和所述第二预设时长均大于等于8小时。并且在脱出的游离液体从所述容器(HIC)排出之前，通过脱水过滤器5过滤所述脱出的游离液体中的废物。

在具体实施过程中，如图1和图2所示，所述脱水装置的脱水管1包括：第一管段11、第二管段12、第三管段13和第四管段14；其中，第一管段11包括：设置在容器(HIC)内部的容器内管段111；设置在容器(HIC)外部，用于连通容器内管段111和脱水泵2的容器外管段112。所述脱水装置的阀门组件4包括：设置在第一管段11上，用于开启或关闭第一管段11的第一阀门41；设置在第二管段12上，用于开启或关闭第二管段12的第二阀门42和第三阀门43；设置在第三管段13上，用于开启或关闭第三管段13的第四阀门44；设置在第四管段14上，用于开启或关闭第四管段14的第五阀门45。

进一步，所述步骤S1具体为：在高密度聚乙烯高整体容器(HIC)上装配所述脱水装置之后(包括连接容器外管段112与容器内管段111)，且容器(HIC)装填废物之前，控制打开第一阀门41、第二阀门42和第三阀门43，以及使第四阀门44和第五阀门45保持关闭状态，以使所述容器(HIC)排出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统。

进一步，为了使HIC中内部填装固体废物体积最大化，保证HIC得到有效地利用，请参考图4，所述步骤S2包括子步骤：

S21、多次循环执行向所述容器(HIC)中填装废物和对所述容器(HIC)进行预脱水的操作，同时通过安装在所述容器(HIC)上的液位计检测所述容器(HIC)中废物的体积；具体的，HIC填装满废物后，因废物中溶液体积含量大，为提高HIC中固体废物装填量，在向HIC填装废物的过程中，若废物中存在肉眼可见的游离液体且液位计检测到废物体积大于HIC有效体积的85％时，利用脱水泵2对HIC进行预脱水，待液位下降到HIC有效体积的85％以下之后再往HIC继续填充废物并预脱水，直至HIC所装固体废物体积大于HIC有效体积的85％，且废物中无肉眼可见的游离液体。其中，预脱水操作排出的废液送往核电厂废液处理系统。

S22、当检测到所述容器(HIC)中废物的体积达到预设值(即HIC有效体积的85％)时，启动脱水泵2对所述容器(HIC)进行前N-1次脱水操作，并将所述容器(HIC)脱出的游离液体直接排放至所述废液处理系统；

S23、在第N-1次脱水操作之后，且在第N次脱水操作之前，控制调整所述阀门组件4的阀门开关状态，以连通所述排水泵和所述脱水检测槽3，并关闭所述脱水泵2与所述废液处理系统之间的管段；具体的，通过控制打开第四阀门44和关闭第三阀门43，以连通所述排水泵和所述脱水检测槽3，并关闭所述脱水泵2与所述废液处理系统之间的管段。

S24、启动所述脱水泵2对所述容器(HIC)进行所述第N次脱水操作，并通过脱水检测槽3检测第N次脱水操作脱出的游离液体的体积，在检测获得所述游离液体的体积小于预设体积时，判定所述容器(HIC)中废物的游离液体含量达标，并排出所述脱水检测槽3中的液体。另外，在检测获得所述游离液体的体积大于等于所述预设体积时，控制打开第五阀门45，以排出所述脱水检测槽3中的液体；在所述脱水检测槽3中的液体排尽后，控制关闭所述第五阀门45，并执行所述子步骤S23，直至所述脱水检测槽3检测到所述容器(HIC)脱出的游离液体的体积小于所述预设体积，判定所述容器(HIC)中废物的游离液体含量达标，并控制打开所述第五阀门45，排出所述脱水检测槽3中的液体。

在具体实施过程中，HIC的容积为3.04m³，在HIC中内部填装固体废物体积最大化的前提下，当脱水检测槽3检测到HIC在第N次脱水操作中脱出的游离液体的体积小于18.9L时，则可判定HIC内游离液体体积小于1％，当脱水检测槽3检测到HIC在第N次脱水操作中脱出的游离液体的体积大于等于18.9L时，则需要控制打开第五阀门45，以排出脱水检测槽3中的液体，并在脱水检测槽3中的液体排尽后，控制关闭第五阀门45，并重新执行所述子步骤S23，直至脱水检测槽3检测到HIC脱出的游离液体的体积小于18.9L。

根据前期实验研究表明，I型HIC废物包的脱水次数最少为2次，II型HIC废物包的脱水次数最少为3次，能够实现HIC废物包中游离水含量小于固体废物体积的1％。

总而言之，通过实施本申请方案，至少具备以下技术效果：

1)实现HIC废物包内游离液体的分离，使废物包内游离液体体积小于固体废物体积的1％，满足国家标准对最终废物包内游离液体含量的要求。

2)能够脱去废物包中99％以上的游离液体，使HIC中填装更多的放射性固体废物，有利于实现废物的最小化，同时降低未来废物包处置的经济成本。

3)HIC工艺为国内放射性湿固体废物处理最小化技术的重点发展方向之一，通过本发明建立的HIC脱水工艺和游离水验收准则，解决了HIC废物包游离液分离与检测问题，推动HIC工艺在国内核电厂的规模应用。

4)本脱水技术设备配置简单、操作工序简便，便于运行人员在HIC脱水期间的操作，在一次性投资与运行维护成本方面具有显著的经济性优势。

根据上面的描述，上述核电厂废物包脱水方法应用于上述核电厂废物包脱水装置中，所以，该方法的实现流程在上述装置的一个或多个实施例得到体现，在此就不再一一赘述了。

本领域内的技术人员应明白，本发明的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本发明可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本发明可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。

尽管已描述了本发明的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例做出另外的变更和修改。所以，所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (13)

1.一种核电厂废物包脱水装置，用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水，其特征在于，所述脱水装置包括：脱水管、脱水泵、脱水检测槽和阀门组件；

所述脱水管的一端设置在高密度聚乙烯高整体容器内、另一端延伸至所述容器外部，用于在脱水时排出所述容器中的游离液体；

所述脱水泵设置在所述脱水管上，用于在脱水时产生抽吸作用力，以使所述容器内部形成负压，进而使所述容器中废物所含游离液体在压力差驱动下经过所述脱水管流出所述容器；

所述脱水检测槽设置在所述脱水泵的下游且与所述脱水泵连通，用于在脱水时检测从所述容器中脱出的游离液体的体积，并基于所述脱出的游离液体的体积判断所述容器中废物的游离液体含量；

所述阀门组件设置在所述脱水管上，用于在阀门开关状态改变时，开启或关闭所述脱水管，以控制所述脱出的游离液体直接排放至核电厂废液处理系统或经由所述脱水检测槽进行体积检测后排放至所述废液处理系统。

2.如权利要求1所述的核电厂废物包脱水装置，其特征在于，所述脱水装置还包括：

设置在所述容器内底部，与所述脱水管一端连通的脱水过滤器，用于过滤所述脱出的游离液体中的废物。

3.如权利要求1所述的核电厂废物包脱水装置，其特征在于，所述脱水管包括：

用于连通所述容器和所述脱水泵的第一管段；

用于连通所述脱水泵和所述废液处理系统的第二管段；

用于连通所述脱水泵和所述脱水检测槽的第三管段；

用于连通所述脱水检测槽和所述废液处理系统的第四管段。

4.如权利要求3所述的核电厂废物包脱水装置，其特征在于，所述阀门组件包括：

设置在所述第一管段上，用于开启或关闭所述第一管段的第一阀门；

设置在所述第二管段上，用于开启或关闭所述第二管段的第二阀门和第三阀门；

设置在所述第三管段上，用于开启或关闭所述第三管段的第四阀门；

设置在所述第四管段上，用于开启或关闭所述第四管段的第五阀门。

5.如权利要求3所述的核电厂废物包脱水装置，其特征在于，所述第一管段包括：

设置在所述容器内部的容器内管段；

设置在所述容器外部，用于连通所述容器内管段和所述脱水泵的容器外管段。

6.如权利要求5所述的核电厂废物包脱水装置，其特征在于，当所述容器盛装的废物为大体积且含水量较小的固体废物时，所述容器内管段沿所述容器内侧壁装配；当所述容器盛装的废物为颗粒状且含水量较高的固体废物时，所述容器内管段沿所述容器轴心装配。

7.一种核电厂废物包脱水方法，应用于核电厂废物包脱水装置中，所述脱水装置用于对核电厂盛装低、中水平放射性固体废物的高密度聚乙烯高整体容器进行脱水，其特征在于，所述脱水方法包括以下步骤：

S1、在高密度聚乙烯高整体容器上装配所述脱水装置之后，且所述容器装填废物之前，控制调整阀门组件的阀门开关状态，打开脱水管，以使所述容器排出的游离液体能够排放至核电厂废液处理系统；

S2、向所述容器中填装废物，当所述容器中废物的体积达到预设值时，启动脱水泵对所述容器进行N次脱水操作，同时控制调整所述阀门组件的阀门开关状态，以使所述容器在前N-1次脱水操作中排出的游离液体直接排放至所述废液处理系统，以及使所述容器在第N次脱水操作中排出的游离液体排放至脱水检测槽，并通过所述脱水检测槽检测第N次脱水操作脱出的游离液体的体积，在检测获得所述游离液体的体积小于预设体积时，判定所述容器中废物的游离液体含量达标，并排出所述脱水检测槽中的液体，其中N为大于等于2的整数。

8.如权利要求7所述的核电厂废物包脱水方法，其特征在于，所述脱水方法还包括：在脱出的游离液体从所述容器排出之前，通过脱水过滤器过滤所述脱出的游离液体中的废物。

9.如权利要求7所述的核电厂废物包脱水方法，其特征在于，所述步骤S1具体为：

在高密度聚乙烯高整体容器上装配所述脱水装置之后，且所述容器装填废物之前，控制打开第一阀门、第二阀门和第三阀门，以及使第四阀门和第五阀门保持关闭状态，以使所述容器排出的游离液体直接排放至所述废液处理系统。

10.如权利要求7所述的核电厂废物包脱水方法，其特征在于，所述步骤S2包括子步骤：

S21、多次循环执行向所述容器中填装废物和对所述容器进行预脱水的操作，同时通过安装在所述容器上的液位计检测所述容器中废物的体积；

S22、当检测到所述容器中废物的体积达到预设值时，启动脱水泵对所述容器进行前N-1次脱水操作，并将所述容器脱出的游离液体直接排放至所述废液处理系统；

S23、在第N-1次脱水操作之后，且在第N次脱水操作之前，控制调整所述阀门组件的阀门开关状态，以连通所述排水泵和所述脱水检测槽，并关闭所述脱水泵与所述废液处理系统之间的管段；

S24、启动所述脱水泵对所述容器进行所述第N次脱水操作，并通过脱水检测槽检测第N次脱水操作脱出的游离液体的体积，在检测获得所述游离液体的体积小于预设体积时，判定所述容器中废物的游离液体含量达标，并排出所述脱水检测槽中的液体。

11.如权利要求10所述的核电厂废物包脱水方法，其特征在于，所述步骤S23具体为：

在第N-1次脱水操作之后，且在第N次脱水操作之前，控制打开第四阀门和关闭第三阀门，以连通所述排水泵和所述脱水检测槽，并关闭所述脱水泵与所述废液处理系统之间的管段。

12.如权利要求11所述的核电厂废物包脱水方法，其特征在于，所述子步骤S24还包括：

在检测获得所述游离液体的体积大于等于所述预设体积时，控制打开第五阀门，以排出所述脱水检测槽中的液体；

在所述脱水检测槽中的液体排尽后，控制关闭所述第五阀门，并执行所述子步骤S23，直至所述脱水检测槽检测到所述容器脱出的游离液体的体积小于所述预设体积，判定所述容器中废物的游离液体含量达标，并控制打开所述第五阀门，排出所述脱水检测槽中的液体。

13.如权利要求7～12任一权项所述的核电厂废物包脱水方法，其特征在于，在执行所述N次脱水操作时，每次脱水操作持续脱水第一预设时长，并在每次脱水操作之后将所述容器静置第二预设时长，再进行下一次脱水，直至完成所述N次脱水操作；其中，所述第一预设时长和所述第二预设时长均大于等于8小时。