CN106531277A - 一种放射性石墨的处理方法 - Google Patents

一种放射性石墨的处理方法 Download PDF

Info

Publication number
CN106531277A
CN106531277A CN201611213911.8A CN201611213911A CN106531277A CN 106531277 A CN106531277 A CN 106531277A CN 201611213911 A CN201611213911 A CN 201611213911A CN 106531277 A CN106531277 A CN 106531277A
Authority
CN
China
Prior art keywords
graphite
processing method
live
microwave
live graphite
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201611213911.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106531277B (zh
Inventor
卢喜瑞
舒小艳
丁艺
段涛
李怀良
马登生
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Southwest University of Science and Technology
Original Assignee
Southwest University of Science and Technology
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Southwest University of Science and Technology filed Critical Southwest University of Science and Technology
Priority to CN201611213911.8A priority Critical patent/CN106531277B/zh
Publication of CN106531277A publication Critical patent/CN106531277A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106531277B publication Critical patent/CN106531277B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/30—Processing
    • G21F9/32—Processing by incineration

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Carbon And Carbon Compounds (AREA)

Abstract

本发明公开了一种放射性石墨的处理方法，属于放射性废物处理领域。本发明的方法是采用微波烧结技术对放射性石墨进行处理。本发明的处理方法操作简单、处理效率高、重复性好、安全可靠、节能环保，可广泛用于核反应堆等相关领域所产生的放射性石墨的大规模处理。

Description

一种放射性石墨的处理方法
技术领域
本发明涉及放射性废物处理领域，具体涉及的是一种放射性石墨的处理方法。
背景技术
自1942年美国建立第一座反应堆以来，全世界范围内已有百余座石墨核反应堆。在反应堆中石墨一般作为中子慢化剂、反射剂、燃料套或用于盛装核燃料的容器。石墨所包括的体积常常是与堆芯本身相同大小，典型慢化反应堆中堆芯可能包含2000t石墨。如：英国的Magnox堆，最大的有3000t石墨。俄国的钚生产堆，每个堆芯有900t至1340t石墨。拥有石墨的大户英国有26座Magonx堆和14座AGR堆，以及10座研究堆，拥有约6万吨石墨。随着运行时间的长久，多数石墨堆开始老化，其中一些已经停运，需要安排退役，届时全世界范围将产生约230000t的放射性石墨。我国于二十世纪六七十年代在酒泉、广元和包头建立的此类反应堆也基本处于关停状态，约有9000t放射性石墨急需处理。放射性石墨因其存量大、组成特殊性、放射性大、处理工艺复杂等问题，成为当前我国及世界核设施退役处理处置过程中共同关注的热点问题。
目前，对于放射性石墨处理的普遍做法是在反应堆关闭后的几十年内就地长期暂存、延缓退役及最终处置。其中，长期暂存具有很多不确定性因素，并且将问题留给后代而没有最终解决。近年来，国际上对放射性石墨废物处理技术、处置策略和替代方案等也开展了广泛的研究。其中主要技术手段包括固定床(熔炉)焚烧、流化床焚烧、密封腔焚烧、激光焚烧、蒸汽热解技术以及固化法。然而，固定床焚烧技术虽然减容明显，但需预处理、效率较低且处理量小；流化床焚烧技术处理量大、过程易控、焚烧效率高，不过也需要预处理；密封腔焚烧技术较易实现低放废物分离，却只能对特定对象进行研发；激光焚烧技术温度易控、无需预处理、可远程操控，但处理量小、受限于激光技术；蒸汽热解技术可用于石墨去污、可在场址内操作，而反应条件苛刻、技术难度较大。因此，寻找到一种高效、便捷的放射性石墨处理方法尤为必要。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有放射性石墨处理过程中工艺复杂，且处理条件苛刻等缺点，提供了一种放射性石墨的处理方法。该方法采用微波烧结技术对放射性石墨进行处理，具有快速、高效、工艺流程简单，不需要进行预处理等特点。
本发明所提供的放射性石墨的处理方法，包括如下步骤：采用微波烧结技术对放射性石墨进行处理。
上述的处理方法，所述放射性石墨来自于核反应堆；所述放射性石墨可以为块体，也可以为粉体。
上述的处理方法，所述处理是在微波烧结炉中进行的。
上述的处理方法，所述处理的温度为800℃～3000℃；具体可为1200℃、1700℃、1800℃、2000℃或3000℃；所述处理时间为3min～4320min；具体可为3min、50min、80min或100min。
上述的处理方法，所述处理是在空气气氛、常压条件下进行的。
上述的处理方法，所述处理的升温速率为10℃/min～100℃/min；具体可为20℃/min、50℃/min、80℃/min或100℃/min。
上述的处理方法，所述放射性石墨的一次性处理量为0kg～2000kg，但不为0。
上述的处理方法，所述方法还包括在微波烧结处理之前对石墨进行粉碎的步骤。
所述粉碎的石墨的粒径具体可为0.5mm～150mm；实际情况可以根据设备容量的大小来确定粉碎后石墨的粒径大小。
上述的处理方法，所述方法还包括在微波烧结处理之后对产生的非石墨低微波活性组分和气体进行处理的步骤。
所述非石墨低微波活性组分为杂质物质。
微波作为一种新型烧结技术，具有升温速度快、烧结时间短、能源利用率高与产生二次废物少，且工艺流程简单，不需要进行预处理等特点。放射性石墨具有一定的微波活性。
本发明的处理方法可以快速高效的将放射性石墨进行减容。本发明的处理方法具有处理量大、工艺过程简单、安全可靠等特点。本发明的方法具有良好的应用前景，有助于核设施退役废石墨的处理。
具体实施方式
下面结合具体实施方式对本发明进行进一步的详细描述，给出的实施例仅为了阐明本发明，而不是为了限制本发明的范围。
下述实施例中的实验方法，如无特殊说明，均为常规方法。
下述实施例中所用的材料、试剂等，如无特殊说明，均可从商业途径得到。
实施例1
(1)将核反应所使用的块体放射性石墨进行粉碎处理，粉碎后的放射性石墨的粒径为30mm到60mm；
(2)将取粉碎后的2kg放射性石墨放入微波烧结炉中，在空气气氛、常压条件下，以20℃/min的加热速率由室温28℃加热至1800℃，然后在1800℃保温80min。
(3)关闭电源，自然冷却至室温。将反应产生的气体及粉尘按其粒径大小分别吸附过滤收集处理。
本实施例的放射性石墨被充分燃烧生成气体，去除率为98％以上。
实施例2
(1)将核反应所使用的块体放射性石墨进行粉碎处理，粉碎后的放射性石墨的粒径为0.5mm到5mm；
(2)将取粉碎后的1kg放射性石墨放入微波烧结炉中，在空气气氛、常压条件下，以50℃/min的加热速率由室温28℃加热至1200℃，然后在1200℃保温50min。
(3)关闭电源，自然冷却至室温。将反应产生的气体及粉尘按其粒径大小分别吸附过滤收集处理。
本实施例的放射性石墨被充分燃烧生成气体，去除率为98％以上。
实施例3
(1)将核反应所使用的块体放射性石墨进行粉碎处理，粉碎后的放射性石墨的粒径为0.5mm到60mm；
(2)将取粉碎后的3kg放射性石墨放入微波烧结炉中，在空气气氛、常压条件下，以80℃/min的加热速率由室温28℃加热至2000℃，然后在2000℃保温100min。
(3)关闭电源，自然冷却至室温。将反应产生的气体及粉尘按其粒径大小分别吸附过滤收集处理。
本实施例的放射性石墨被充分燃烧生成气体，去除率为98％以上。
实施例4
(1)将核反应所使用的块体放射性石墨进行粉碎处理，粉碎后的放射性石墨的粒径为0.5mm到1mm；
(2)将取粉碎后的0.1kg放射性石墨放入微波烧结炉中，在空气气氛、常压条件下，以80℃/min的加热速率由室温28℃加热至1700℃，然后在1700℃保温3min。
(3)关闭电源，自然冷却至室温。将反应产生的气体及粉尘按其粒径大小分别吸附过滤收集处理。
本实施例的放射性石墨被充分燃烧生成气体，去除率为98％以上。
实施例5
(1)将核反应所使用的块体放射性石墨进行粉碎处理，粉碎后的放射性石墨的粒径为100mm到150mm；
(2)将取粉碎后的4kg放射性石墨放入微波烧结炉中，在空气气氛、常压条件下，以100℃/min的加热速率由室温28℃加热至3000℃，然后在3000℃保温80min。
(3)关闭电源，自然冷却至室温。将反应产生的气体及粉尘按其粒径大小分别吸附过滤收集处理。
本实施例的放射性石墨被充分燃烧生成气体，去除率为98％以上。

Claims (8)

1.一种放射性石墨的处理方法，包括如下步骤：采用微波烧结技术对放射性石墨进行处理。
2.根据权利要求1所述的处理方法，其特征在于：所述处理是在微波烧结炉中进行的。
3.根据权利要求1或2所述的处理方法，其特征在于：所述处理的温度为800℃～3000℃；所述处理时间为3min～4320min。
4.根据权利要求1-3中任一项所述的处理方法，其特征在于：所述处理是在空气气氛、常压条件下进行的。
5.根据权利要求1-4中任一项所述的处理方法，其特征在于：所述处理的升温速率为10℃/min～100℃/min。
6.根据权利要求1-5中任一项所述的处理方法，其特征在于：所述放射性石墨的一次性处理量为0kg～2000kg，但不为0。
7.根据权利要求1-6中任一项所述的处理方法，其特征在于：所述方法还包括在微波烧结处理之前对石墨进行粉碎的步骤。
8.根据权利要求1-7中任一项所述的处理方法，其特征在于：所述方法还包括在微波烧结处理之后对产生的非石墨低微波活性组分和气体进行处理的步骤。
CN201611213911.8A 2016-12-26 2016-12-26 一种放射性石墨的处理方法 Expired - Fee Related CN106531277B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201611213911.8A CN106531277B (zh) 2016-12-26 2016-12-26 一种放射性石墨的处理方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201611213911.8A CN106531277B (zh) 2016-12-26 2016-12-26 一种放射性石墨的处理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106531277A true CN106531277A (zh) 2017-03-22
CN106531277B CN106531277B (zh) 2018-10-23

Family

ID=58338074

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201611213911.8A Expired - Fee Related CN106531277B (zh) 2016-12-26 2016-12-26 一种放射性石墨的处理方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106531277B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112700902A (zh) * 2020-11-20 2021-04-23 中核北方核燃料元件有限公司 一种废石墨坩埚的处理方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001033587A (ja) * 1999-07-23 2001-02-09 Ngk Insulators Ltd 放射性黒鉛の処理方法及び装置
CN102584018A (zh) * 2012-03-15 2012-07-18 西南科技大学 一种微波法制备高放射性废液玻璃陶瓷固化体的方法
CN102592695A (zh) * 2012-03-31 2012-07-18 西南科技大学 一种放射性石墨的高温自蔓延固化方法
CN104137189A (zh) * 2011-10-21 2014-11-05 法国电力公司 采用还原气体进行石墨热净化
WO2015004462A1 (en) * 2013-07-09 2015-01-15 University Of Central Lancashire Contaminated material
CN104903968A (zh) * 2012-10-29 2015-09-09 法国电力公司 通过选择注入的气体加以改进的含碳废料的热处理

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001033587A (ja) * 1999-07-23 2001-02-09 Ngk Insulators Ltd 放射性黒鉛の処理方法及び装置
CN104137189A (zh) * 2011-10-21 2014-11-05 法国电力公司 采用还原气体进行石墨热净化
CN102584018A (zh) * 2012-03-15 2012-07-18 西南科技大学 一种微波法制备高放射性废液玻璃陶瓷固化体的方法
CN102592695A (zh) * 2012-03-31 2012-07-18 西南科技大学 一种放射性石墨的高温自蔓延固化方法
CN104903968A (zh) * 2012-10-29 2015-09-09 法国电力公司 通过选择注入的气体加以改进的含碳废料的热处理
WO2015004462A1 (en) * 2013-07-09 2015-01-15 University Of Central Lancashire Contaminated material

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
R.K.MALAV ET AL: "Use of indigenous microwave system for dissolution and treatment of waste from nuclear materials", 《J RADIOANAL NUCL CHEM》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112700902A (zh) * 2020-11-20 2021-04-23 中核北方核燃料元件有限公司 一种废石墨坩埚的处理方法
CN112700902B (zh) * 2020-11-20 2024-06-07 中核北方核燃料元件有限公司 一种废石墨坩埚的处理方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN106531277B (zh) 2018-10-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6220329B2 (ja) 発電で使用される微粒子状金属燃料、リサイクルシステム、及び小型モジュール式反応炉
Lee et al. Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases
CN103345951A (zh) (U,Np)O2嬗变燃料芯块及靶件的制备工艺
CN106531277B (zh) 一种放射性石墨的处理方法
Wang et al. Preparation of UO2/TiO2 composite ceramic fuel by sol gel-press forming method
Lipkina et al. Metallic inert matrix fuel concept for minor actinides incineration to achieve ultra-high burn-up
CN109824355B (zh) 一种放射性废有机溶剂磷酸三丁酯热解炉灰的处理方法
Zhu et al. Uranium extraction from TRISO-coated fuel particles using supercritical CO2 containing tri-n-butyl phosphate
Burkes et al. A US perspective on fast reactor fuel fabrication technology and experience. Part II: Ceramic fuels
Bernard Advanced fuel fabrication
CN112489847A (zh) 一种活化石墨减容处理方法
US9040014B2 (en) Graphite thermal decontamination with reducing gases
CN102719260A (zh) 一种制取高活性秸秆焦炭的系统及方法
Abdelouas et al. Immobilization of inert TRISO-coated fuel in glass for geological disposal
CN112670005A (zh) 乏燃料棒处理方法
Rojas Sodium-Cooled Fast Reactors as a Generation IV Nuclear Reactor
Kim et al. A recycling process on vanadium beryllium intermetallic compounds as advanced neutron multipliers for DEMO fusion applications
Bresee et al. Chemical Pre-Treatment of used Fuel for Long–Term Storagea
KR101522980B1 (ko) 핵종 아이오다인-129의 핵변환을 위한 이트륨 트라이 아이오다이드 표적물 및 그 제조방법과 이를 이용한 아이오다인-129의 처리장치
Westphal et al. Recent progress in the DEOX process
Zu et al. Burnup calculations of light water-cooled pressure tube blanket for a fusion-fission hybrid reactor
Nästren et al. Synthesis of (Zr, Y, Am) O2− x transmutation targets
CN107146641A (zh) 核能系统和控制核能系统的方法
Liu Nuclear Power Station Development History
Kapoor et al. Shaping of nuclear fuel fabrication in India-a journey of self-reliance.

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20181023

Termination date: 20201226