CN202034073U - 放射性废物减容后的尾气和残液处理系统 - Google Patents
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Abstract
本实用新型涉及一种放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，该系统包括尾气处理装置、冷却分流装置以及残液处理装置；尾气处理装置和残液处理装置分别通过管道和冷却分流装置相连。本实用新型提供了一种可彻底清除剩余放射性物质、安全可靠、符合国家排放标准的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统。
Description
技术领域
本实用新型属核工业及核电站放射性废弃物处理领域，涉及一种尾气和残液的处理系统，尤其涉及一种核反应堆过程中所产生的各种固态或液态放射性废物进行减容加工后的尾气和残液处理系统。
背景技术
核反应堆在工作过程中除产生工艺性废物浓缩液、淤泥和废弃水饱和树脂外，在维修和检修等技术过程还要产生大量的诸如吸水纸、湿抹布、塑料布、棉制品、废木头、建筑垃圾和金属制品废弃物，都具有一定的放射性比活度，必须经过一定的技术措施处理后存放，如果处理或存放不当，在遭受例如地震、恐怖袭击等自然或人为破坏时造成的放射性污染将会给人们带来灾难性的后果。这些废弃物在减容后会产生一些例如CO、CO2、SO2、放射性气溶胶等的尾气或残液，传统方法虽然对尾气和残液也进行了简单的吸附处理，但其中或多或少都会存在一些侥幸而逃逸的放射性物质，例如放射性同位素气溶胶，普通的过滤或吸附很难将放射性同位素气溶胶排除，如果将这些尾气和残液直接排放后，有可能会造成二次污染，其本身的处理效果也大打折扣。
实用新型内容
为了解决背景技术中存在的上述技术问题，本实用新型提供了一种可彻底清除剩余放射性物质、安全可靠、符合国家排放标准的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统。
本实用新型的技术解决方案是：本实用新型提供了一种放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特殊之处在于：所述放射性废物减容后的尾气和残液处理系统包括尾气处理装置、冷却分流装置以及残液处理装置；所述尾气处理装置和残液处理装置分别通过管道和冷却分流装置相连。
上述冷却分流装置包括第一急冷式冷凝器以及与其相连的收集器；所述第一急冷式冷凝器与尾气处理装置相贯通；所述收集器与冷却分流装置相贯通。
上述尾气处理装置包括核级高效过滤器以及活性炭过滤器；所述第一急冷式冷凝器通过核级高效过滤器与活性炭过滤器相贯通；所述放射性废物减容后的尾气通过活性炭过滤器后排出。
上述第一急冷式冷凝器、活性炭过滤器以及核级高效过滤器是处于真空环境中。
上述尾气处理装置还包括第二急冷式冷凝器，所述核级高效过滤器通过第二急冷式冷凝器与活性炭过滤器相贯通；所述第二急冷式冷凝器与收集器相连。
上述残液处理装置包括树脂过滤器、采样分析器以及选择阀；所述收集器通过树脂过滤器与采样分析器相连接；所述采样分析器与选择阀相连。
上述树脂过滤器是离子交换树脂过滤器。
本实用新型的优点是：
本实用新型提供了一种高效的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，该系统一改传统单次过滤或吸附的方式，采用急冷式冷凝器、收集器、核级高效过滤器、活性炭过滤器、采样分析系统、真空系统等形成多次过滤或吸附以及气液分别处理的方式；本实用新型采用核级高效过滤器、活性炭过滤器、采样分析系统可保证尾气和残液的达标排放；在提高实验安全性、可靠性、高效率的同时，减少了工作人员与核废料的接触，降低了放射性对工作人员的伤害，具有可彻底清除剩余放射性物质、安全可靠、符合国家排放标准的优点，势必成为目前处理系统的取代产品。
附图说明
图1是本实用新型所提供的系统的结构示意图。
具体实施方式
核反应堆在工作过程中除产生工艺性废物浓缩液、淤泥和废弃水饱和树脂外，在维修和检修等技术过程还要产生大量的诸如吸水纸、湿抹布、塑料布、棉制品、废木头、建筑垃圾和金属制品废弃物。这些废弃物在减容后会产生一些CO、CO2、SO2等的气体，而这些气体中往往会含有放射性同位素气溶胶。本实用新型就是根据各种核素和物质生存或者生成都有一定的条件而进行的，如半衰期17.53年的90Sr、溶点770℃、沸点1382℃，半衰期30年的137Cs、溶点28.44℃、沸点671℃，半衰期2.062年的134Cs、溶点28.4℃、沸点678.4℃，半衰期5.26年的60Co、溶点1495℃、沸点2927℃，半衰期87.8年的238Pu、溶点640℃、沸点3234℃，半衰期458年的241Am、溶点994℃、沸点2607℃。而在标准状态下是无色无味固态物质二噁英，熔点为303～305℃，其在土壤中的半衰期长达9～12年，在人类及动物体内的半衰期为5～10年，平均为7年左右。它在705℃以下非常稳定，常温下不挥发，难以氧化、分解或水解。在300～500℃的温度下，极少部分的一氧化碳和二氧化碳在催化剂的作用下转化为脂肪族的前驱物。如果有氧化铝存在，脂肪族前驱物还可以发生催化反应，生成芳香族的前驱物，芳香族化合物又发生氯代反应产生芳香族前驱物，最后这些前驱物在过渡金属(主要是铜)作催化剂的条件下反应生成二噁英。
对含有核素的炙热气体进行急冷萃取，急冷萃取的条件可以是例如在0.5min～1.5min之内将含有核素的炙热气体的温度从120℃急速降到17℃以下，或者在短时间内炙热气体的温度降至放射性核素的熔点以下，例如铯的熔点以下，这样的目的，不同于现有步骤的过滤，含有放射性核素在经过加热后，往往会形成气溶胶与炙热的气体一起扩散，如果仅仅进行过滤，难免有些核素进一步被排出，导致放射性物质的二次或多次污染，恶化环境。本发明用定向加热、温度控制、压水蒸发这一技术手段将大量的放射性核素控制在原物质中，用急冷萃取技术将含有个别放射性核素的气溶胶的炙热蒸汽在温度骤冷的条件下，直接滞留于冷却液中，可有效的避免在减容后所产生的含有核素的气溶胶污染环境。
参见图1，本实用新型提供了一种放射性废物减容后的尾气和残液处理系统包括尾气处理装置、冷却分流装置以及残液处理装置；尾气处理装置和残液处理装置分别通过管道和冷却分流装置相连；冷却分流装置包括第一急冷式冷凝器21以及与其相连的收集器22；第一急冷式冷凝器21与尾气处理装置相贯通；所述收集器22与冷却分流装置21、23相贯通。
尾气处理装置包括核级高效过滤器13以及活性炭过滤器14；第一急冷式冷凝器21通过核级高效过滤器13与活性炭过滤器14相贯通；放射性废物减容后的尾气通过活性炭过滤器14后排出。
第一急冷式冷凝器21、活性炭过滤器14以及核级高效过滤器13是处于由61、62组成的真空环境中。
尾气处理装置还包括第二急冷式冷凝器23，核级高效过滤器13通过第二急冷式冷凝器23与活性炭过滤器14相贯通；第二急冷式冷凝器23与收集器22相连。
残液处理装置包括树脂过滤器31、采样分析器32以及选择阀；收集器22通过树脂过滤器31与采样分析器32相连接；采样分析器32与选择阀33相连。放射性废物减容后的残液经采样分析器分析合格后计算机控制选择阀通向排气管道排放，如果监测不合格，则计算机控制选择阀通向循环水泵34，使液体直接返回过滤器31进行重新的过滤，直到达标后排放。
树脂过滤器可以是离子交换树脂过滤器。
收集器22收集的残液，经过树脂过滤器31处理后经由采样分析器32进行监测分析。残液处理有两种途径，其一是直接进入核电水处理系统回用，一种是当水样未达到国标排放标准时由水泵34返送入自设的水处理系统再处理，水样达标即可直接排放。尾气和残液处理系统中急冷式冷凝器21主要承担放射性核素的萃取和CO、CO2、SO2、放射性气溶胶等碳化过程中的物质吸收和PH调整，冷凝器产生的液态直接进入收集器22待处理。粉碎、干燥和碳化过程产生的气体在真空系统6的作用下经由核级高效过滤器13、第一次冷凝器21、第二次冷凝器23、活性炭过滤器14、采样分析系统15有效过滤掉放射性同位素气溶胶，从而达到尾气的无害化处理。
不论是气体排放还是水排放，系统出口处中均设置有取样装置5以便随时取样抽检。
Claims (7)
1.一种放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述放射性废物减容后的尾气和残液处理系统包括尾气处理装置、冷却分流装置以及残液处理装置；所述尾气处理装置和残液处理装置分别通过管道和冷却分流装置相连。
2.根据权利要求1所述的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述冷却分流装置包括第一急冷式冷凝器以及与其相连的收集器；所述第一急冷式冷凝器与尾气处理装置相贯通；所述收集器与冷却分流装置相贯通。
3.根据权利要求1所述的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述尾气处理装置包括核级高效过滤器以及活性炭过滤器；所述第一急冷式冷凝器通过核级高效过滤器与活性炭过滤器相贯通；所述放射性废物减容后的尾气通过活性炭过滤器后排出。
4.根据权利要求3所述的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述第一急冷式冷凝器、活性炭过滤器以及核级高效过滤器是处于真空环境中。
5.根据权利要求3或4所述的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述尾气处理装置还包括第二急冷式冷凝器，所述核级高效过滤器通过第二急冷式冷凝器与活性炭过滤器相贯通；所述第二急冷式冷凝器与收集器相连。
6.根据权利要求2所述的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述残液处理装置包括树脂过滤器、采样分析器以及选择阀；所述收集器通过树脂过滤器与采样分析器相连接；所述采样分析器与选择阀相连。
7.根据权利要求6所述的放射性废物减容后的尾气和残液处理系统，其特征在于：所述树脂过滤器是离子交换树脂过滤器。
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