CN107958716A - 核电厂放射性有机废物处理装置和方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂放射性有机废物处理装置，其包括反应器；有机废物进料系统，通过进料管线与反应器连接；氧化剂供给系统，通过氧化剂供给管线与反应器连接；除盐水供给系统，通过除盐水供给管线与反应器连接；以及换热器和加热器，串联设置在除盐水供给系统与反应器之间的除盐水供给管线上。相对于现有技术，本发明核电厂放射性有机废物处理装置采用超临界水氧化技术对有机废物进行无机化处理，使放射性核素转化为无机盐滞留在固体残渣中，最终达到废物体积的最大减容，而且本装置工艺简单、操作方便、对环境友好，具有广阔的市场应用前景。此外，本发明还提供了一种核电厂放射性有机废物处理方法。

Description

核电厂放射性有机废物处理装置和方法

技术领域

本发明属于核电领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂放射性有机废物处理装置和方法。

背景技术

核电厂、核设施在运行和维修期间会产生一定数量的有机废物，主要为废油、废有机溶剂和废树脂。这些有机废物通常含有放射性，且容易发生热解和生物降解，容易带来辐射危害和环境污染。

目前，国内外主要采用水泥固化或装高整理容器(HIC桶)的方法进行暂存或者焚烧的方法对放射性有机废物进行处理，但都存在一些缺点：

1)采用水泥固化或装高整理容器(HIC桶)进行暂存时，对核电厂的贮存能力要求较高，且贮存过程中存在泄漏风险；

2)放射性废有机溶剂会对设备进行腐蚀，不适于长期贮存；

3)采用水泥固化贮存时，体积包容率低，增容比大，对后期的贮存空间要求较高，不符合废物最小化的要求；

4)高整理容器(HIC桶)价格昂贵，不利于广泛采用；

5)进行焚烧处理时，会产生大量的酸性气体，如SOx，NOx、HCl等，给环境带来极大的危害。

有鉴于此，确有必要提供一种结构简单、性能高效安全、环境友好的核电厂放射性有机废物处理装置和方法，安全有效的将放射性有机废物中的放射性核素转化为无机盐滞留固体残渣中。

发明内容

本发明的发明目的在于：克服现有技术的不足，提供一种结构简单、性能高效安全、环境友好的核电厂放射性有机废物处理装置和方法，安全有效的将放射性有机废物中的放射性核素转化为无机盐滞留固体残渣中。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂放射性有机废物处理装置，包括：

反应器；

有机废物进料系统，通过进料管线与所述反应器连接；

氧化剂供给系统，通过氧化剂供给管线与所述反应器连接；

除盐水供给系统，通过除盐水供给管线与所述反应器连接；以及

换热器和加热器，串联设置在所述除盐水供给系统与反应器之间的除盐水供给管线上。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的一种改进，所述有机废物进料系统包括依次连接的进料罐、进料泵和套接在进料管线上的冷却水夹套。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的一种改进，所述氧化剂供给系统包括依次连接的氧化剂储罐和氧化剂输送泵。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的一种改进，所述除盐水供给系统包括依次连接的除盐水罐和除盐水输送泵。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的一种改进，所述除盐水输送泵出口后的除盐水供给管线通过冲洗管线与进料管线连接。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的一种改进，所述反应器与换热器之间设置有回收管线，并从换热器出口延伸至所述除盐水罐上部入口，所述反应器与换热器之间的回收管线上设置有背压阀，所述换热器与除盐水罐之间的回收管线上设置有冷却器。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的一种改进，所述反应器外部的底部设置有夹套，反应器的底部通过管线连接有固体残渣收集装置。

为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电厂放射性有机废物处理方法，包括：

通过除盐水供给系统向反应器中输送除盐水，使反应器升压；

加热反应器，使反应器达到超临界状态；

通过有机废物进料系统向反应器中投入待处理的放射性有机废物；

通过氧化剂供给系统向反应器中通入氧化剂，使所述放射性有机废物在超临界状态被氧化分解；

无机盐溶液处理。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理方法的一种改进，所述有机废物进行系统包括通过进料管线连接的进料泵和冷却水夹套，有机废物通过进料管线进入反应器前的温度低于120℃。

作为本发明核电厂放射性有机废物处理方法的一种改进，所述超临界状态为温度不小于374℃，压力不小于23MPa。

相对于现有技术，本发明核电厂放射性有机废物处理装置和方法具有以下有益技术效果：

1)放射性废油、废溶剂和废树脂等有机废物在超临界水环境下发生氧化反应后，有机物大分子被氧化成CO₂、H₂O、硫酸盐、硝酸盐等无机物，CO₂和H₂O均可直接排放，硫酸盐、硝酸盐等无机盐因具有放射性，可进行水泥固化处理，经超临界水氧化处理后，有机废物体积明显减少，减轻了后续固化处理的难度，节省了固体废物处理处置成本；

2)反应器底部通过夹套冷却水进行冷却，在反应器底部建立亚临界区，使氧化反应产生的无机盐重新溶解于亚临界水中，避免了无机盐在反应器底部沉积，堵塞反应器，减少放射性的累积，延长了反应器的使用寿命；

3)通过控制参与超临界水氧化反应的有机物浓度，实现反应释热和系统需热的平衡，系统能量自我补偿，减少了有机废物处理过程能耗；

4)通过在进料管线外部增设冷却夹套，使进料温度低于树脂碳化温度，从而避免了废树脂在进料管线沉积，防止进料管线堵塞。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂放射性有机废物处理装置和方法进行详细说明，其中：

图1为本发明核电厂放射性有机废物处理装置的结构示意图。

附图标记：

10-有机废物进料系统 100-进料罐 102-进料泵

104-第一流量计 106-冷却水夹套 20-氧化剂供给系统

200-氧化剂储罐 202-氧化剂输送泵 204-第二流量计

206-汽化器 30-反应器 300-夹套

40-除盐水供给系统 400-除盐水罐 402-除盐水输送泵

404-第三流量计 50-换热器 60-加热器

62-冷却器 64-背压阀 70-废气排放系统

80-固体残渣收集装置 90-热水回收装置 L1-进料管线

L2-氧化剂供给管线 L3-除盐水供给管线 L4-冲洗管线

L5-回收管线

具体实施方式

为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，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。

请参阅图1所示，本发明核电厂放射性有机废物处理装置，包括:

反应器30；

有机废物进料系统10，通过进料管线L1与反应器30连接；

氧化剂供给系统20，通过氧化剂供给管线L2与反应器30连接；

除盐水供给系统40，通过除盐水供给管线L3与反应器30连接；以及

换热器50和加热器60，串联设置在除盐水供给系统40与反应器30之间的除盐水供给管线L3上。

有机废物进料系统10包括依次连接的进料罐100、进料泵102、第一流量计104和套接在进料管线L1上的冷却水夹套106，进料罐100用于临时储存放射性有机废物，也可以是核电厂现有的废物贮存装置，进料管线L1与反应器30顶部入口连通。。

第一流量计104用于控制放射性有机废物的进料量，同时控制反应器30的温度。

冷却水夹套106套接在进料管线L1上，并通过冷凝水对进料管线L1中的放射性有机废物进行冷却，控制进入反应器30中有机废物的温度低于120℃，因为当进料管线L1中的温度超过120℃时，放射性有机废物中的废树脂容易在进料过程中发生碳化，从而沉积在进料管线L1上，可能造成进料管线L1的堵塞。通过在进料管线L1的外部增设冷却水夹套106，使进料温度低于树脂碳化温度，从而可以避免树脂在进料管线L1中的沉积。冷却水夹套106采用冷凝水进行冷凝，也可采用其他形式的冷却液进行冷凝。

氧化剂供给系统20包括依次连接的氧化剂储罐200和氧化剂输送泵202，当需对流量进行控制时，还可设置第二流量计204，氧化剂储罐200用于储存氧化剂，通过第二流量计204的流量情况可调整氧化剂输送泵202出口处的阀门控制氧化剂的流量。在图示实施方式中，氧化剂为氧气，氧化剂储罐200用于储存液氧，并在氧化剂输送泵202的下游设置有用于汽化液氧的汽化器206，汽化器206优先选用散热翅片，液氧在汽化器206中汽化成氧气后进入反应器30参与氧化反应。在其他实施方式中，氧气也可以通过其他形式的氧化剂代替。

为便于有机废物充分反应，氧化剂供给管线L2与反应器30顶部入口连通。

反应器30用于放射性有机废物进行氧化反应，反应器30外部的底部设置有夹套300，用于对反应器30进行冷却和加热，底部还通过管线连接有固体残渣收集装置80，反应器30顶部通过管线连接有通风系统，通风系统设置有安全阀。反应器30在有机废物进行氧化过程中，反应器30内达到超临界状态(温度≥374℃、压力≥23MPa)；有机废物在反应器30的上部进行氧化反应，反应产生的无放射性的CO₂、H₂O蒸汽和过量的O₂可通过顶部的通风系统直接排放到大气中，产生的硫酸盐、硝酸盐等具有放射性的无机盐在超临界状态以固体形式存在，由于重力的作用，无机盐会沉积在反应器30的下部，然后通过反应器30下部的夹套300对反应器30下部进行冷却，使反应器30夹套300所在部位的液体达到一个亚临界状态，在亚临界状态，沉积在反应器30底部的无机盐会重新溶解在亚临界水中，待整个装置停止运行后，含有无机盐的溶液通过管线排往固体残渣收集装置80进行后续处理。

除盐水供给系统40包括依次连接的除盐水罐400、除盐水输送泵402和第三流量计404，除盐水罐400相当于气液分离器，既用于储存除盐用的水，也用于气液分离，通过除盐水输送泵402将水沿着除盐水供给管线L3输送到反应器30中进行除盐作业，除盐水罐400的顶部通过管线与废气排放系统70连接，用于将通过反应器30反应后产生的CO₂、H₂O蒸汽和过量的O₂排往废气排放系统70，在气体排往废气排放系统70之前，还可通过过滤器(图中为标号)进行过滤，以达到大气排放标准。除盐水罐400的顶部还连接有进水管，用于为除盐水罐400提供水源。

换热器50为再生式换热器，通过冷凝水进行换热，下部入口与除盐水供给系统40第三流量计404出口通过管线连接，上部出口通过管线与反应器30顶部入口连接，位于中间的入口通过回收管线L5与反应器30上部的出口连接，中间的出口通过回收管线L5连接至除盐水罐400上部的入口。换热器50主要用于除盐水和从反应器30中排出的CO₂、H₂O蒸汽和过量的O₂等高温气体进行换热，冷却H₂O蒸气，并使除盐水的温度适当升高，充分对热量进行利用，换热器50也可采用其他形式的冷却液进行冷却。

加热器60为电预热器，用于将通往反应器30中的除盐水加热到所需的温度。

反应器30与换热器50之间的回收管线L5上还设置有背压阀64，用于调节反应器30内的压力，使反应器30最终达到温度不小于374℃，压力不小于23MPa的超临界状态，换热器50与除盐水罐400之间的回收管线L5上设置有通过冷凝水进行冷却的冷却器62，用于对从反应器30中排出的CO₂、H₂O蒸汽和过量的O₂再次进行冷却。冷却器62和除盐水罐400之间的回收管线L5通过管线连接有热水回收装置90，用于回收停机过程中的热水，冷却器62也可采用其他形式的冷却液进行冷却。

除盐水输送泵402出口还通过冲洗管线L4与进料管线L1连接，冲洗管线L4的一端与第三流量计404和换热器50之间的除盐水管线L3连接，另一端与进料泵102和第一流量计104之间的管线连接，用于在放射性有机废物停止进料后，在超临界水氧化环境条件下启动除盐水输送泵402对进料泵102出口端的进料管线L1和反应器30进行冲洗。也可在整个装置停止运行后，根据需要在除盐水罐400中添加去污剂，启动除盐水输送泵402对反应器30进行去污冲洗。

本发明还提供了一种核电厂放射性有机废物处理方法，包括：

通过除盐水供给系统40向反应器30中输送除盐水，使反应器30升压；

加热反应器30，使反应器30达到超临界状态；

通过有机废物进料系统10向反应器30中投入待处理的放射性有机废物；

通过氧化剂供给系统20向反应器30中通入氧化剂，使放射性有机废物在超临界状态被氧化分解；

无机盐溶液处理。

待处理的放射性有机废物通过进料泵102向反应器30进行输送，放射性有机废物进入反应器30之前，需通过套接在进料管线L1上的冷却水夹套106进行冷却，控制进入反应器30中有机废物的温度低于120℃，防止有机废物碳化，堵塞进料管线L1。

氧化器30中的超临界状态为温度不小于374℃，压力不小于23MPa，主要通过调整氧化剂、有机废物和除盐水的加入量进行控制，并通过加热器60进行加热，然后调整背压阀64，最终控制反应器30达到超临界状态。

待整个装置停止运行后，溶解在反应器30底部亚临界区的无机盐溶液从反应器30底部排出，通过固体残渣收集装置80进行处理。

本发明核电厂放射性有机废物处理方法的过程如下：

1)启动：通过除盐水输送泵402不断将除盐水罐400中的除盐水输送到反应器30，使反应器30逐渐升压，当压力达到一定值后，启动加热器60对除盐水进行加热，然后启动反应器30外的夹套300对反应器30进行加热，并通过回收管线L5上的背压阀64调节反应器30内的压力，最终使反应器30达到超临界状态(温度≥374℃、压力≥23MPa)；

2)进料：在反应器30达到超临界状态后，通过第一流量计104中的流量情况控制进料管线L1上的阀门调整进料流量，通过第三流量计404的流量情况控制除盐水输送泵402出口后的阀门调整除盐水输送量，使除盐水和有机废物按照一定比例混合，分别在反应器30顶部入口处喷射进入反应器30，同时通过氧化剂输送泵202从氧化剂储罐200中向反应器30中输送氧化剂，氧化剂最好选用液氧，液氧在氧化剂供给管线L2和汽化器206中汽化成氧气进入反应器30，在液氧输送过程中，通过第二流量计204流量情况控制液氧的输送量。

3)超临界水氧化反应：有机废物进入反应器30后，在反应器30的超临界水环境中，发生氧化反应，有机废物被氧化成CO₂、H₂O、硫酸盐、硝酸盐等无机物；

4)出料：在反应器30超临界水中氧化产生的CO₂、H₂O以及过量的O₂等通过回收管线L5离开反应器30进入换热器50、冷却器62进行两级冷却后，进入除盐水罐400实现气液分离，冷却下来的除盐水通过除盐水罐400收集，反应产生的无机盐因不溶于超临界水，沉积滞留在反应器30底部，待整个装置停止运行，反应器30降温降压后无机盐重新溶解于亚临界水后从反应器30底部排出至固体残渣收集装置80；

5)反应装置清洗：在有机废物停止进料后，在超临界水氧化环境条件下启动除盐水输送泵402通过冲洗管线L4对进料管线L1和反应器30进行冲洗，待冲洗一定时间后，逐步降低反应器30的温度和压力，最终停止整个装置运行，当整个装置完全停止运行后，再根据需要在除盐水罐400中添加去污剂，启动除盐水输送泵402对反应器30进行除污。

放射性废油、废溶剂和废树脂等放射性有机废物经超临界水氧化反应产生的CO₂、H₂O以及过量的O₂基本不含放射性，经反应器30顶部的通风系统过滤后，可直接排放到大气中，反应产生的无机盐溶液因放射性较高，可先用水泥固化处理，然后送往核电厂废物贮存库储存。

结合以上描述可知，相对于现有技术，本发明核电厂放射性有机废物处理装置和方法具有以下有益技术效果：

1)放射性废油、废溶剂和废树脂等有机废物在超临界水环境下发生氧化反应后，有机物大分子被氧化成CO₂、H₂O、硫酸盐、硝酸盐等无机物，CO₂和H₂O均可直接排放，硫酸盐、硝酸盐等无机盐因具有放射性，可进行水泥固化处理，经超临界水氧化处理后，有机废物体积明显减少，减轻了后续固化处理的难度，节省了固体废物处理处置成本；

2)反应器30底部通过夹套300冷却水进行冷却，在反应器30底部建立亚临界区，使氧化反应产生的无机盐重新溶解于亚临界水中，避免了无机盐在反应器底部沉积，堵塞反应器，减少放射性的累积，延长了反应器30的使用寿命；

3)通过控制参与超临界水氧化反应的有机物浓度，实现反应放热和系统需热的平衡，系统能量自我补偿，减少了有机废物处理过程能耗；

4)通过在进料管线L1外部增设冷却夹套106，使进料温度低于树脂碳化温度，从而避免了废树脂在进料管线沉积，防止进料管线堵塞。

根据上述原理，本发明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)

1.一种核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，包括：

反应器；

有机废物进料系统，通过进料管线与所述反应器连接；

氧化剂供给系统，通过氧化剂供给管线与所述反应器连接；

除盐水供给系统，通过除盐水供给管线与所述反应器连接；以及

换热器和加热器，串联设置在所述除盐水供给系统与反应器之间的除盐水供给管线上。

2.根据权利要求1所述的核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，所述有机废物进料系统包括依次连接的进料罐、进料泵和套接在进料管线上的冷却水夹套。

3.根据权利要求1所述的核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，所述氧化剂供给系统包括依次连接的氧化剂储罐和氧化剂输送泵。

4.根据权利要求1所述的核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，所述除盐水供给系统包括依次连接的除盐水罐和除盐水输送泵。

5.根据权利要求4所述的核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，所述除盐水输送泵出口后的除盐水供给管线通过冲洗管线与进料管线连接。

6.根据权利要求4所述的核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，所述反应器与换热器之间设置有回收管线，并从换热器出口延伸至所述除盐水罐上部入口，所述反应器与换热器之间的回收管线上设置有背压阀，所述换热器与除盐水罐之间的回收管线上设置有冷却器。

7.根据权利要求6所述的核电厂放射性有机废物处理装置，其特征在于，所述反应器外部的底部设置有夹套，反应器的底部通过管线连接有固体残渣收集装置。

8.一种核电厂放射性有机废物处理方法，其特征在于，包括：

通过除盐水供给系统向反应器中输送除盐水，使反应器升压；

加热反应器，使反应器达到超临界状态；

通过有机废物进料系统向反应器中投入待处理的放射性有机废物；

通过氧化剂供给系统向反应器中通入氧化剂，使所述放射性有机废物在超临界状态被氧化分解；

无机盐溶液处理。

9.根据权利要求8所述的核电厂放射性有机废物处理方法，其特征在于，所述有机废物进行系统包括通过进料管线连接的进料泵和冷却水夹套，有机废物通过进料管线进入反应器前的温度低于120℃。

10.根据权利要求8所述的核电厂放射性有机废物处理方法，其特征在于，所述超临界状态为温度不小于374℃，压力不小于23MPa。