CN105679390B

CN105679390B - 核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法

Info

Publication number: CN105679390B
Application number: CN201410658108.XA
Authority: CN
Inventors: 郭喜良; 杨卫兵; 贾梅兰; 冯文东; 高超; 刘建琴; 刘伟; 安鸿翔; 柳兆峰
Original assignee: China Institute for Radiation Protection
Current assignee: China Institute for Radiation Protection
Priority date: 2014-11-18
Filing date: 2014-11-18
Publication date: 2018-07-13
Anticipated expiration: 2034-11-18
Also published as: CN105679390A

Abstract

本发明属于放射性废物的固化处理技术，具体涉及一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法。该方法将重水堆运行过程中产生的低中水平失效分子筛干燥剂和压水堆运行产生的低中水平放射性含硼浓缩液进行混合减容处理，混合固化废物体积包容率可达119.1％～122.5％。本发明以传统固化技术为基础，可实现放射性废物长期稳定，采用该方法制备的固化体性能满足GB14569.1‑2011相关要求，包括抗压强度、抗冲击性、抗冻融、抗浸泡等。

Description

核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法

技术领域

本发明属于放射性废物的固化处理技术，具体涉及一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法。

背景技术

重水蒸汽回收系统是重水堆核电站特有的系统，主要功能是回收重水蒸汽，降低反应堆厂房的氚水平。核电站通常采用分子筛干燥剂进行除氚和其他可能的放射性载带处理，吸附有放射性污染的失效干燥剂一方面可进行除氚处理使其包括氚在内的主要放射性污染水平满足解控标准限值。对处理后放射性水平仍高于解控限值的，需作为放射性废物进行管理。

国内外现有成熟的低中水平放射性废物处理技术为水泥固化，水泥固化处理具有技术成熟、成本低、废物稳定性好的特点，同时该处理技术的一个瓶颈就是废物处理后的增容。早期低中水平放射性废物水泥固化配方为有砂配方，废物的体积包容率约为20％左右，固化后的增容比达到5。在固化配方改进的基础上，现有的废物体积包容率有所增加，低中水平含硼废树脂的体积包容率可达到40％左右；含硼浓缩液的体积包容率可达到约50％。可以看出，配方改进后的废物固化仍是一种增容处理，不能实现废物的减容处理。

发明内容

本发明的目的是依据放射性废物减量化和最小化管理的原则，提供一种核电站失效干燥剂与含硼浓缩液的混合减容固化处理方法。

本发明的技术方案如下：一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，包括如下步骤：

(1)对重水堆运行过程中产生的失效分子筛干燥剂进行预处理；

(2)将固化所需的所有混合干料充分混合均匀待用；

(3)向压水堆运行产生的或配制的放射性含硼浓缩液中加入所述混合干料，搅拌混合；

(4)将搅拌完成的水泥浆采集到固化试模中，振实刮平后放置到养护箱中养护。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(1)中通过焚烧对分子筛干燥剂进行粉碎，处理后失效分子筛干燥剂的粒径小于0.5mm。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(2)中所述的混合干料的配比有两种：对未粉碎失效分子筛干燥剂，配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝468:655:1.6:1.0；对粒径小于0.5mm失效分子筛干燥剂，配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝432:605:1.4:1.0。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(3)的具体做法如下：首先将放射性含硼浓缩液与硼中和剂石灰混合搅拌反应10min后，含硼浓缩液与石灰的质量比为4；加入外加水总量的90％，再搅拌3～5min；然后，边搅拌边加入混合均匀的干料，加料过程中根据水泥浆的性状，逐步加入剩余的10％外加水，混合干料加完后再连续搅拌10min；所述的外加水总量与所述混合干料的质量比为0.5～0.54；含硼浓缩液与混合干料的质量比为1.0:4.8。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(3)中放射性含硼浓缩液的含硼量为44000ppm，钠硼比为0.23，pH值为6～7，浓缩液温度保持在60℃以上。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(4)中养护温度为25±5℃、相对湿度≥90％，养护时间为28天。

本发明的有益效果如下：本发明针对国内重水堆核电机组产生的失效干燥剂的物理特性和放射性组成，研究形成了失效干燥剂与压水堆放射性含硼浓缩液混合减容固化处理的配方组成，混合固化废物体积包容率可达119.1％～122.5％。本发明以传统固化技术为基础，可实现放射性废物长期稳定，采用该方法制备的固化体性能满足GB 14569.1-2011相关要求，包括抗压强度、抗冲击性、抗冻融、抗浸泡等。

具体实施方式

下面结合实施例对本发明进行详细的描述。

本发明从放射性废物减量化和最小化管理的原则出发，根据失效干燥剂的物理特性和放射性组成，设计并研究了失效干燥剂与含硼浓缩液的混合减容固化处理技术。

为实现废物的减容处理和满足废物的处置安全要求，混合固化处理技术需满足如下几点要求：(1)在核电现有含硼浓缩液成熟水泥固化配方基础上，开发混合减容固化配方；(2)混合固化配方从总体上可实现废物的减容处理，即混合废物的体积包容率大于100％；(3)使用推荐混合固化配方制备的水泥固化体性能满足《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》(GB14569.1-2011)的各项要求。

本发明的混合固化废物体积包容率可达119.1％～122.5％。一般来说，分子筛为粉碎时的废物总体积包容率为119.1％，其中浓缩液的体积包容率为23.4％，失效干燥剂的体积包容率为95.7％。将分子筛粉碎为粒径小于0.5mm后，废物总体积包容率为122.5％，其中浓缩液的体积包容率为19.0％，失效干燥剂的体积包容率为103.5％。与传统固化技术和现有改进后的固化技术相比，该发明建立并实现了一种放射性废物的减量化和最少化处理技术。

本实施例中实现放射性废物混合固化处理的操作步骤如下：

(1)分子筛预处理。采用122.5％废物总体积包容率固化配方时，对分子筛进行焚烧预处理，经处理后，分子筛的粒径小于0.5mm。

(2)模拟浓缩液制备。参照核电站低中水平含硼浓缩液的基本组成，配制模拟浓缩液，浓缩液含硼量为44000ppm，钠硼比为0.23，pH值为6～7。配制的浓缩液保持在60℃以上待用。也可直接使用压水堆运行产生的放射性含硼浓缩液。

(3)混合干料的混合。按照固化配方制备，分别称取固化混合干料，将固化所需的所有混合干料充分混合均匀待用。119.1％体积包容率配方中水与干料之比为0.50；122.5％体积包容率配方中水与干料之比为0.54。所述的混合干料的配比有两种：对未粉碎失效分子筛干燥剂，配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝468:655:1.6:1.0；对粒径小于0.5mm失效分子筛干燥剂，配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝432:605:1.4:1.0。

(4)混合固化。将浓缩液和硼中和剂石灰混合搅拌反应10min后，含硼浓缩液与石灰的质量比为4；加入外加水总量的90％，再搅拌3～5min；之后，边搅拌边加入混合均匀的干料，加料过程中根据水泥浆的性状，逐步加入剩余的10％外加水，混合干料约20min加完。干料加完后再连续搅拌10min。含硼浓缩液与混合干料的质量比为1.0:4.8。

(5)固化样品制备。将搅拌完成的水泥浆采集到专用的固化试模中，振实刮平后放置到养护箱中养护，养护温度为25±5℃、相对湿度≥90％养护时间为28d。制备的样品可用于固化体性能测试。

采用废物总体积包容率为119.1％配方制备的固化体性能测试结果为：

a)抗压强度满足GB14569.1-2011规定的要求：6个测量值中有一个测量值的相对偏差超出平均值的±20％，舍去该数值后，计算其余5个值的平均抗压强度为13.8MPa。

b)抗冲击性能满足GB 14569.1-2011的标准要求：经抗冲击试验后，6个样品抗冲击试验后均为边角小碎片或出现棱角小碎块。

c)抗冻融性能满足GB 14569.1-2011的标准要求：经抗冻融试验循环后，6个样品的抗压强度都大于7MPa，6个测量值中有一个测量值的相对偏差超出平均值的±20％，舍去该数值后，其余5个样品的平均抗压强度为10.6MPa。与抗冻融性试验前的抗压强度相比，抗冻融性试验后的平均抗压强度减少了23.1％，不大于25％。

d)抗浸泡性满足GB14569.1-2011规定的要求：6个样品经抗浸泡试验后的抗压强度都大于7MPa，舍去一个相对误差较大的值后剩余5个样品的平均抗压强度均值为20.0MPa。与抗浸泡试验前的抗压强度相比，水泥固化体抗浸泡性试验后的平均抗压强度增加了44.9％，无抗压损失。

采用废物总体积包容率为122.5％配方制备的固化体性能测试结果为：

a)抗压强度满足GB14569.1-2011规定的要求：6个测量值中有一个测量值的相对偏差超出平均值的±20％，舍去该数值后，计算其余5个值的平均抗压强度为17.0MPa。

b)抗冲击性能不能满足GB 14569.1-2011的标准要求：经抗冲击试验后，6个样品有4个样品破裂为两瓣或三块，1个样品出现贯穿中心的裂纹，仅有1个样品为边角小碎片。

c)抗冻融性能满足GB 14569.1-2011的标准要求：经抗冻融试验循环后，6个样品的抗压强度都大于7MPa，6个测量值中有一个测量值的相对偏差超出平均值的±20％，舍去该数值后，其余5个样品的平均抗压强度为15.6MPa。与抗冻融性试验前的抗压强度相比，抗冻融性试验后的平均抗压强度减少了8.2％，不大于25％。

d)抗浸泡性满足GB14569.1-2011规定的要求：6个水泥固化体样品在抗浸泡性试验后的抗压强度都大于7MPa，舍去一个相对误差较大的值后剩余5个样品的平均抗压强度均值为20.0MPa。与抗浸泡试验前的抗压强度相比，水泥固化体抗浸泡性试验后的平均抗压强度增加了17.6％，无抗压损失。

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同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims

1.一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，包括如下步骤：

(2)将固化所需的所有混合干料充分混合均匀待用，所述的混合干料包括水泥、失效分子筛干燥剂、纤维、减水剂；

(3)将压水堆运行产生的或配制的放射性含硼浓缩液与硼中和剂石灰混合搅拌，然后加入所述混合干料，搅拌混合；

2.如权利要求1所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，其特征在于：步骤(1)中通过焚烧对分子筛干燥剂进行粉碎，处理后失效分子筛干燥剂的粒径小于0.5mm。

3.如权利要求2所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，其特征在于：对于粒径小于0.5mm的失效分子筛干燥剂，步骤(2)中混合干料的配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝432:605:1.4:1.0。

4.如权利要求1-3中任意一项所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，其特征在于：步骤(3)的具体做法如下：首先将放射性含硼浓缩液与硼中和剂石灰混合搅拌反应10min后，含硼浓缩液与石灰的质量比为4；加入外加水总量的90％，再搅拌3～5min；然后，边搅拌边加入混合均匀的干料，加料过程中根据水泥浆的性状，逐步加入剩余的10％外加水，混合干料加完后再连续搅拌10min；所述的外加水总量与所述混合干料的质量比为0.5～0.54；含硼浓缩液与混合干料的质量比为1.0:4.8。

5.如权利要求4所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，其特征在于：步骤(3)中放射性含硼浓缩液的含硼量为44000ppm，钠硼比为0.23，pH值为6～7，浓缩液温度保持在60℃以上。

6.如权利要求1-3中任意一项所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，其特征在于：步骤(4)中养护温度为25±5℃、相对湿度≥90％，养护时间为28天。