專利名稱：一種放射性廢物處理方法及裝置的制作方法
技術領域：
本發明涉及核廢料處理領域，尤其涉及一種放射性廢物處理方法及裝置。
背景技術：
自20世紀60年代我國發展核軍事工業以來，特別是近年來核電站的建造與運行， 在核燃料循環、反應堆運行、乏燃料處理、核設施退役、放射性同位素以及其他核技術利用的過程中會產生大量放射性廢物。該放射性廢物中包括固體可燃性廢物(木頭、紙張、塑料和衣服等)，有機和無機淤積物，金屬和其他不可燃、非金屬廢物(絕熱材料、玻璃、土壤和混凝土等)放射性廢物。放射性廢物治理工作屬于核工業科研生產鏈中的一環，解決廢物治理方法和廢物出路問題是保證國土和環境安全的需要，也是核工業可持續發展的前提。
目前放射性廢物的處理方法通常為分類——壓縮減容、水泥固化或者混凝土固定——包裝后送往暫存庫貯存——淺地層處置。該方法因技術成熟而被核工業單位，特別是核電站廣泛采用，但是處理工藝復雜、處理速度慢、廢物包容率低、壓縮后的廢物核素浸出率高。隨著我國核工業和核電事業的發展，放射性廢物的減容問題必將日益突出。等離子體危險廢物處理技術是環境界公認的最先進的無害化減容處理技術，可對危險化學品、持久性有機污染物(POPs)、廢農藥、焚燒灰渣、醫療廢物、放射性廢物等進行安全減容處理，且極少產生二次污染，已經得到國內外環保與衛生部門的高度重視，并在發達國家已進入應用階段。等離子體處理技術，是將表觀溫度高達IO4K的熱等離子體作為熱源， 對所有可燃或難燃、不燃的固體(或有機溶劑)廢物進行熔融一熱解處理。熱等離子體的能量密度高，能夠在短時間內使無機廢物熔融、有機廢物熱解氣化。與其他減容處理技術相比，熔融一熱解處理可以顯著減少最終廢物的量，達到高減容比(處理前廢物量/處理后廢物量)。此外，熔融體經過冷卻后，可以得到化學穩定性、機械穩定性和熱穩定性卓越的固化體，將放射性核素穩定地封閉在固化體中，其核素浸出率極低，整備后即可處置，大大改變善了廢物包的安全性能。但是，發明人在實施本發明的過程中發現，現有的等離子體危險廢物處理方法及裝置還是存在明顯的缺陷。現有的等離子體危險廢物處理裝置以一根石墨電極作為主電極，下電極為爐底電極，爐體內部有多層耐火材料、保溫材料為爐襯。雖然該裝置可以處理放射性廢物，然而由于該爐采用了爐底電極，因此會導致電弧爐常見的通病——底部電極消耗嚴重，底部電極氧化消耗后，由于無法更換，只能砸掉整個爐體重新砌爐。同時，因為該爐的爐體采用多層耐火材料、保溫材料為爐襯，爐襯直接接觸熔融體，導致放射性核素進入爐襯材料，造成爐襯的污染，擴大了污染范圍；而且此種爐型的爐體直接受到放射性廢物熔融體的侵蝕，特別是強酸、強堿性放射性廢物的腐蝕，因而消耗快，使用壽命短。爐襯材料被熔融體侵蝕后只能打開爐膛重砌爐襯，增加操作人員受輻照的風險，爐襯消耗嚴重的甚至整個爐體退役報廢，產生大量二次廢物。
發明內容
本發明實施例所要解決的技術問題在于，提供一種放射性廢物處理方法及裝置， 無需底部電極，爐體無需耐火材料和保溫材料，爐壁具有冷卻裝置，爐膛內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。為了解決上述技術問題，本發明實施例提供了一種放射性廢物處理方法，包括
向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物，并通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱等離子體區域；
加熱投入所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物熔融并形成熔池； 啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25V 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；
向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融后形成熔融體排出爐體。其中，所述通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱等離子體區域，包括 開啟電源，控制所述放射性廢物處理裝置的電極相互接觸并形成通路；所述電極由所
述放射性廢物處理裝置的爐蓋或爐體上部插入爐體內；
將相互接觸的電極拉開，使各電極之間形成電弧；并通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔，向爐體內輸入等離子體工作氣體；
所述等離子體工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。其中，所述啟動冷卻裝置，將所述爐體保持在25°C 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼，包括
在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融后，啟動冷卻裝置，從所述爐體的外部對其進行冷卻；電極繼續加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物保持熔融狀態；
冷卻裝置將所述爐體冷卻至25V 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物溫度隨之下降，凝固形成lcnT20Cm厚的凝殼。其中，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融后形成熔融體排出爐體，包括
向爐體內投入待處理的放射性廢物；
所述待處理的放射性廢物被所述熱等離子體和熔池的高溫加熱，其有機成分被熱解氣化后排出爐體；其無機成分進入熔池；
所述放射性廢物的無機成分進入熔池且未被融化時，聚集在熔池表面，形成一層冷
帽；
所述放射性廢物的無機成分進入熔池且被融化后形成熔融體排出爐體，經冷卻后形成性能穩定的固化體。其中，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物包括
通過控制向爐體內投入待處理的放射性廢物的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度；
當爐體內進料口溫度大于600°C時，加大投入待處理的放射性廢物的速度，增加覆蓋層厚度；當溫度小于250°C時，減少投入待處理的放射性廢物的速度，減少冷帽厚度。其中，所述有機成分被熱解氣化后排出爐體之后，還包括
對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響后續的過濾器正常工作； 濾去氣體中的顆粒物和氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內； 燃燒氣體中的可燃性氣體，并對所述燃燒后的氣體降溫，防止二惡英的生成； 對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵，并將氣體重新加熱至露點以上； 濾去氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內； 吸附重金屬、有機污染物，除去氮氧化物。相應地，本發明實施例還提供了放射性廢物處理裝置，包括爐體、與所述爐體扣合的爐蓋、從外部包裹所述爐體的冷卻裝置以及從所述爐蓋或爐體上部斜插入爐體的電極；
所述爐體為無蓋圓柱型，由金屬材料制成，其中不添加耐火材料和保溫材料；該爐體用于容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；所述爐體底部設有熔融體排放口，用于將放射性廢物中無機成分熔融后形成的熔融體排出爐體；
所述爐蓋上方設有進料口，用于向爐體內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；所述進料口周圍或爐體上部設有電極插入孔，用于供所述電極從爐蓋或爐體上部斜插入爐體內；所述爐蓋上還設有尾氣排放口，用于將放射性廢物的有機成分被熱解后形成的氣體排出爐體；
所述冷卻裝置，用于在爐體內的熔池最初形成階段，在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時啟動，將所述爐體保持在25°C 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；并在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體的溫度；
所述電極在軸線方向上設有貫穿所述電極的通孔，所述通孔用于向爐體內輸入等離子體工作氣體；所述電極用于在通電后形成電弧，加熱所述等離子體工作氣體，在爐體內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。其中，所述爐體為無蓋圓柱型，其底部呈水平或中心向外突起的圓弧形；所述爐體底部中央設有熔融體排放口，該熔融體排放口為圓柱型或漏斗型。其中，所述爐蓋上或爐體上部設有2 3個電極插入孔，每個電極插入孔有一個電極插入爐體內；各電極之間存在夾角，在電極向下運動至能夠相互接觸；
所述爐蓋上或爐體上部的每個電極插入孔旁均設有一個電極驅動裝置，用于控制電極的上下移動及左右旋轉。其中，若放射性廢物處理裝置采用兩個電極，則兩個電極的極性相反；若放射性廢物處理裝置采用三個電極，則一個電極與另外兩個電極的極性相反或三個電極接三相交流電源。其中，所述爐蓋上還設有溫度檢測裝置和觀察窗；
所述溫度檢測裝置用于檢測爐體內、熔池上方的溫度；所述觀察窗用于觀測熔池及放射性廢物的狀態。其中，所述冷卻裝置包括從外部包裹爐體外壁和底部的冷卻模塊，設置于冷卻裝置冷卻劑進、出口的溫度傳感模塊，以及位于冷卻模塊的冷卻劑進口處的流量控制模塊；
溫度傳感模塊用于感測冷卻劑的溫度；流量控制模塊用于根據所述溫度傳感模塊所感測的冷卻劑的溫度，控制通過所述冷卻模塊的冷卻劑的流量；冷卻模塊包括內層、外層以及內外層之間用于 容納冷卻劑的夾層空間構成；其外層上設有冷卻劑出口和冷卻劑入口。其中，流量控制模塊在爐體內的熔池最初形成，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，增大冷卻模塊中的冷卻劑流量，將爐體保持在 250C 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；
流量控制模塊在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物過程中，若所述溫度傳感模塊感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度高于80°C，則增大所述冷卻模塊中的冷卻劑流量；若所述溫度傳感模塊感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度低于50°C，則減小所述冷卻模塊中的冷卻劑流量。其中，所述放射性廢物處理裝置還包括與尾氣排放口連接的尾氣處理設備，用于對爐體內排出的氣體進行進一步的凈化；
該尾氣處理設備包括依次連接的冷卻器、高溫過濾器、第一高效過濾器、二次燃燒室、 熱交換器、洗滌塔、加熱器、第二高效過濾器、活性炭吸附塔、脫硝反應器；
所述冷卻器用于對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響后續的過濾器正常工作；
所述高溫過濾器用于濾去氣體中的顆粒物，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；
所述第一高效過濾器用于濾去氣體中的氣溶膠顆粒，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；
所述二次燃燒室用于燃燒氣體中的可燃性氣體； 所述熱交換器用于對燃燒后的氣體降溫，防止二惡英的生成； 所述洗滌塔用于對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵； 所述加熱器用于將氣體重新加熱至露點以上；
所述第二高效過濾器用于濾去氣溶膠顆粒，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；
所述活性炭吸附塔用于吸附重金屬、有機污染物； 所述脫硝反應器用于除去氮氧化物。實施本發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，無需底部電極，爐體無需耐火材料和保溫材料，爐壁具有冷卻裝置，爐膛內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，在處理放射性廢物時，爐膛內熔池上方形成一層待處理物料的冷帽，能夠降低放射性核素向尾氣中的揮發，并降低處理過程中飛灰的產量，減輕尾氣凈化的壓力與成本。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，在處理放射性廢物時，熱等離子體在電極與熔融體之間維持，熱等離子體起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入等離子體工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發， 提高核素在產物固化體中的捕集效率。
為了更清楚地說明本發明實施例或現有技術中的技術方案，下面將對實施例或現有技術描述中所需要使用的附圖作簡單地介紹，顯而易見地，下面描述中的附圖僅僅是本發明的一些實施例，對于本領域普通技術人員來講，在不付出創造性勞動性的前提下，還可以根據這些附圖獲得其他的附圖。圖1是本發明提供的放射性廢物處理方法第一實施例流程示意圖； 圖2是本發明提供的放射性廢物處理方法第二實施例流程示意圖3是本發明提供的放射性廢物處理裝置第一實施例結構示意圖； 圖4是本發明提供的放射性廢物處理裝置的電極結構示意圖； 圖5是本發明提供的放射性廢物處理裝置第二實施例結構示意圖； 圖6是本發明提供的放射性廢物處理裝置具有兩個電極的示意圖； 圖7是本發明提供的放射性廢物處理裝置具有三個電極的示意圖； 圖8是本發明提供的放射性廢物處理系統結構示意圖； 圖9是本發明提供的放射性廢物處理方法第三實施例流程示意圖。
具體實施例方式下面將結合本發明實施例中的附圖，對本發明實施例中的技術方案進行清楚、完整地描述，顯然，所描述的實施例僅僅是本發明一部分實施例，而不是全部的實施例。基于本發明中的實施例，本領域普通技術人員在沒有作出創造性勞動前提下所獲得的所有其他實施例，都屬于本發明保護的范圍。參見圖1，為本發明提供的放射性廢物處理方法第一實施例流程示意圖，如圖1所示
在步驟S100，向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物。在步驟S101，通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱等離子體區域。在步驟S102，加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物熔融并形成熔池。在步驟S103，啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25V 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；
在步驟S104，向爐體內投入待處理的放射性廢物。在步驟S105，所述放射性廢物中的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融后形成的熔融體排出爐體。實施本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕， 因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融后，形成的固化體性能更加穩定。參見圖2，為本發明提供的放射性廢物處理方法第二實施例流程示意圖，在本實施例中，將更為詳細的描述該放射性廢物處理方法的流程，如圖2所示
在步驟S200，向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物。在步驟S201，開啟電源，控制所述放射性廢物處理裝置的電極相互接觸并形成通路；所述電極由所述放射性廢物處理裝置的爐蓋或爐體上部插入爐體內。在步驟S202，將相互接觸的電極拉開，使各電極之間形成電弧；并通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔，向爐體內輸入等離子體工作氣體，即采用接觸拉弧的方式啟動電極工作。在本實施例中，從沿電極軸線方向的通孔中送入的等離子體工作氣體量很少，爐內的熔池中以及熔池上方的爐膛空間氣流對流強度低，因而降低了氣流對放射性核素的夾帶，從而降低放射性核素的揮發，提高核素在熔融體中的捕集效率。在步驟S203，等離子體工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。在步驟S204，熱等離子體區域使預先投入爐體內的無機廢物融化，在爐膛內形成熔池。進一步的，在處理放射性廢物時，熱等離子體在電極與熔融體之間維持，熱等離子體起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好。在步驟S205，在熔池形成的最初階段啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至 25°C 15(TC，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼。更為具體的，熔池形成后冷卻裝置從爐體的外壁和底部進行冷卻，使爐體內的熔池中靠近爐體內壁的熔融體溫度下降，附著在內壁上凝固形成凝殼，凝殼的存在使爐體內壁不會與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，同時也使爐體不受放射性廢物和熔融體的侵蝕。在步驟S206，向爐體內投入待處理的放射性廢物，所述放射性廢物在所述熱等離子體區域被熱解。進一步的，待處理的放射性廢物從爐蓋上方的進料口投入爐體內，待處理的放射性廢物徑直進入熱等離子體區域，待處理的放射性廢物在此區域被熱解或熔融。需要說明的是，因為此前已經在爐體內投入無放射性的無機廢物并形成熔池，所以在本步驟中，放射性廢物在爐體內會被熱等離子體和之前無放射性的無機廢物形成熔池加熱，此加熱方式比單純采用熱等離子體加熱放射性廢物更為均勻。在步驟S207，所述放射性廢物的有機成分被熱解后產生的氣體排出爐體；無機成分進入熔池，被熔融后形成熔融體排出爐體。更為具體的，放射性廢物的有機成分被熱解后，氣化成為小分子(主要是H2和CO)氣體，從放射性廢物處理裝置的尾氣排放口排出，排出后經過進一步的凈化后排放；放射性廢物中的無機成分被等離子體的高溫熔融，放射性核素、重金屬等危險成分被溶解或者包容在熔融體中，熔融體從爐體底部的排放口排出，經冷卻后形成性能穩定的固化體，整備后處置。進一步的，待處理的放射性廢物經過熱等離子體區域后，其有機成分被熱解氣化后排出爐體；其無機成分進入熔池；部分放射性廢物的無機成分進入熔池時尚未被融化， 其堆集在熔池表面，形成一層冷物料覆蓋層(冷帽)。
優選的，在投放放射性廢物過程中，通過控制放射性廢物向爐內進料的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度。更為具體的，當爐膛進料口附近溫度大于600°C時，應加大投料量，增加覆蓋層厚度；當爐膛進料口附近溫度小于250°C時，應減少投料量，適當減少覆蓋層厚度。當爐膛空間溫度控制在1000°C 1600°C，尾氣排放口附近的溫度控制在 180°C 250°C時，可獲得理想的冷帽厚度。冷帽可以捕獲處理過程中揮發的核素和產生的飛灰，使熔池中揮發出的放射性核素和處理過程中產生的飛灰被冷帽捕獲后重新進入熔池，降低處理過程中飛灰的產量，同時抑制放射性核素和重金屬向尾氣中揮發，減輕尾氣凈化的壓力與成本。進一步的，放射性廢物被熱解氣化后排出爐體，還對排出爐體的氣體(尾氣)進行進一步凈化處理，包括對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響后續的過濾器正常工作；濾去尾氣中的顆粒物和氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；燃燒氣體中的可燃性氣體，并對所述燃燒后的氣體降溫，防止二惡英的生成；對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵，并將氣體重新加熱至露點以上；濾去氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；吸附重金屬、有機污染物，除去氮氧化物。上述對尾氣的處理過程將尾氣中夾帶的顆粒重新送回爐體，減少揮發性核素和重金屬被尾氣夾帶，增加核素的捕集效率。
實施本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕， 因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，爐膛內熔池上方形成一層冷物料覆蓋層(冷帽)，能夠降低放射性核素向尾氣中的揮發，并降低處理過程中飛灰的產量，減輕尾氣凈化的壓力與成本。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，熱等離子體在電極與熔融體之間維持，熱等離子體起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融后，形成的固化體性能更加穩定。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入等離子體工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。參見圖3，為本發明提供的放射性廢物處理裝置第一實施例結構示意圖，如圖3所示該放射性廢物處理裝置包括爐體1、與爐體扣合的爐蓋2、從外部包裹爐體的冷卻裝置 4以及從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體的電極3。爐體1為無蓋圓柱型，由金屬材料制成，其中不添加耐火材料和保溫材料；該爐體 1用于容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；爐體1底部設有熔融體排放口 11，用于將包裹有放射性廢物無機成分的熔融體中排出爐體1。爐蓋2正上方設有進料口 21，用于向爐體1內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；進料口 21周圍或爐體1上部設有電極插入孔22，用于供電極3從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體1內；爐蓋2上還設有尾氣排放口 23，用于將放射性廢物被熱解后其有機成分形成的氣體排出爐體1。 冷卻裝置4，用于在爐體1內的熔池最初形成階段，在爐體1內的無放射性無機廢物開始熔融時啟動，將爐體1保持在25°C 150°C，使爐體1內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；并在放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體1的溫度。電極3在軸線方向上設有貫穿電極的通孔32 (參見圖4，圖3中未示出)，通孔32 用于向爐體1內輸入等離子體工作氣體；電極3用于在通電后形成電弧，加熱等離子體工作氣體，在爐體1內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。實施本發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，無需底部電極，爐體無需耐火材料和保溫材料，爐壁具有冷卻裝置，爐膛內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融后，形成的固化體性能更加穩定。參見圖5，為本發明提供的放射性廢物處理裝置第二實施例結構示意圖，在本實施例中，將更為詳細的描述該放射性廢物處理裝置的結構，如圖4所示該放射性廢物處理裝置同樣包括爐體1、與爐體扣合的爐蓋2、從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體的電極3以及從外部包裹爐體的冷卻裝置4。爐體1為無蓋圓柱型，由金屬材料制成，關鍵在于，爐體1中不添加耐火材料和保溫材料。該爐體1用于容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；爐體1底部設有熔融體排放口 11，用于將包裹有放射性廢物無機成分的熔融體中排出爐體1。更為具體的，爐體1為無蓋圓柱型，其底部12呈水平或中心向外突起的圓弧形；所述爐體底部12中央設有熔融體排放口 11，該熔融體排放口 11為圓柱型或漏斗型。爐蓋2上方設有進料口 21，用于向爐體1內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；進料口 21周圍或爐體1上部設有電極插入孔22，用于供電極3從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體1內；爐蓋2上還設有尾氣排放口 23，用于將放射性廢物被熱解后其有機成分形成的氣體排出爐體1。優選的，爐蓋2上還設有備用口 24以及溫度檢測裝置5，溫度檢測裝置5用于檢測爐體1內、熔池上方的溫度；備用口 24可以作為觀察窗，用于觀察窗用于觀測熔池及放射性廢物的狀態，也可以作為氧氣或者空氣進口。爐蓋2上或爐體1上部的電極插入孔22為2 3個，每個電極插入孔22有一個電極3插入爐體1內；各電極3之間存在夾角，在電極向下運動之能夠相互接觸。若該放射性廢物處理裝置采用兩個電極，則兩個電極的極性相反，其電極3的設置如圖6所示；若放射性廢物處理裝置采用三個電極，則一個電極與另外兩個電極的極性相反或三個電極接三相交流電源，其電極3的設置如圖7所示。進一步的，爐蓋2上或爐體1上部的每個電極插入孔22旁均設有一個電極驅動裝置31，用于控制電極3的上下移動及左右旋轉。更為具體的，電極3在軸線方向上設有貫穿電極的通孔32 (參見圖4，圖5中未示出)，通孔32用于向爐體1內輸入等離子體工作氣體；電極3用于在通電后將相互接觸的電極3拉開，使各電極3之間形成電弧；并通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔32，向爐體 1內輸入等離子體工作氣體，即采用接觸拉弧的方式啟動電極工作。電極3之間的電弧將加熱等離子體工作氣體，在爐體1內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。放射性廢物從進料口 21進入爐體后，直接進入熱等離子體區域，經熱解或者熔融后，其中的有機成分被熱解氣化成為小分子(主要是H2和CO)氣體，從放射性廢物處理裝置的尾氣排放口 11排出，排出后經過進一步的凈化后排放；放射性廢物中的無機成分被熱等離子體的高溫熔融，放射性核素、重金屬等危險成分被溶解或者包容在熔融體中，熔融體從爐體底部的排放口 11排出，經冷卻后形成性能穩定的固化體，整備后處置。進一步的，在處理放射性廢物時，熱等離子體區域在電極與熔融體之間維持，起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好
本實施例中，從 沿電極軸線方向的通孔32中送入的等離子體工作氣體量很少，爐內的熔池中以及熔池上方的爐膛空間氣流對流強度低，因而降低了氣流對放射性核素的夾帶， 從而降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。優選的，本實施例中的電極3采用碳素材料，其結構簡單，性能可靠，使用壽命長； 同時等離子體發生容易，可以在工作狀態連續接續，避免了對熱源部件水冷造成的能量損失和對電極的頻繁更換，能量利用效率更高，降低了生產成本，減少了維護工作量和工作人員受輻照的風險。冷卻裝置4，在爐體1內的熔池最初形成階段時啟動，將爐體1冷卻至 250C 150°C，使爐體1內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；并在放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體1的溫度。更為具體的，所述冷卻裝置4包括設置于冷卻裝置冷卻劑進、出口的溫度傳感模塊61、62，從外部包裹爐體外壁和底部冷卻模塊，以及位于冷卻模塊的冷卻劑入口 41處的流量控制模塊43。溫度傳感模塊61、62用于感測冷卻劑的溫度；流量控制模塊43用于根據所述溫度傳感模塊61、62所感測的冷卻劑的溫度，控制通過冷卻模塊中的冷卻劑的流量；冷卻模塊包括內層、外層以及內外層之間用于容納冷卻劑的夾層空間構成；其外層上設有冷卻劑出口 42和冷卻劑入口 41，冷卻劑出口 42的位置高于冷卻劑入口 41的位置。更為具體的，流量控制模塊43在爐體內的熔池最初形成，還未投入放射性廢物， 且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，增大冷卻模塊中的冷卻劑流量，將爐體保持在25°C 15(TC，使爐體內的熔池中靠近爐體內壁的熔融體溫度下降，附著在內壁上凝固形成凝殼，凝殼的存在使爐體內壁不會與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，同時也使爐體不受放射性廢物和熔融體的侵蝕。流量控制模塊43在放射性廢物處理裝置處理放射性廢物過程中，若溫度傳感模塊62感測到爐體溫度高于80°C，則增大冷卻模塊中的冷卻劑流量；若溫度傳感模塊62感測到爐體溫度低于50°C，則減小冷卻模塊42中的冷卻劑流量。進一步的，本實施例提供的放射性廢物處理裝置還包括與尾氣排放口 23連接的尾氣處理設備(如圖8所示)，用于對爐體內排出的氣體進行進一步的進化。該尾氣處理設備包括依次連接的冷卻器70、高溫過濾器71、第一高效過濾器72、二次燃燒室73、熱交換器74、洗滌塔75、加熱器76、第二高效過濾器77、活性炭吸附塔78、脫硝反應器79。
冷卻器70用于對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響后續的過濾器正常工作。高溫過濾器71用于濾去尾氣中的顆粒物，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內。第一高效過 濾器72用于濾去尾氣中的氣溶膠顆粒，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內。二次燃燒室73用于燃燒氣體中的可燃性氣體。熱交換器74用于對燃燒后的氣體降溫，防止二惡英的生成。洗滌塔75用于對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵。加熱器76用于將氣體重新加熱至露點以上。第二高效過濾器77用于濾去氣溶膠顆粒，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內。活性炭吸附塔78用于吸附重金屬、有機污染物。脫硝反應器79用于除去氮氧化物。在尾氣處理設備中，尾氣中夾帶的顆粒重新送回爐體，減少揮發性核素和重金屬被尾氣夾帶，增加核素的捕集效率。經過尾氣處理設備處理過的尾氣，確保對環境無害，可以通過煙 直接排放。實施本發明實施例提供的放射性廢物處理裝置，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕， 因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理裝置，在處理放射性廢物時，熱等離子體在電極與熔融體之間維持，熱等離子體起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融后，形成的固化體性能更加穩定。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理裝置，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入等離子體工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。參見圖9，為本發明提供的放射性廢物處理方法第三實施例流程示意圖，在本實施例中，將結合如圖8所示的放射性廢物處理系統，說明該放射性廢物處理方法的具體過程。在步驟S300，通過進料口 21向放射性廢物處理裝置的爐體1內投入無放射性的無機廢物。在步驟S301，開啟電源，通過電極驅動裝置31控制放射性廢物處理裝置的電極3 向下運動至相互接觸并形成通路。在步驟S302，通過電極驅動裝置31將相互接觸的電極3拉開，使各電極3之間形成電弧；電極3之間的距離可以通過電極驅動裝置31進行調節，但應保證電極之間不斷弧。 同時，通過在電極3軸線方向上的通孔32，向爐體1內輸入等離子體工作氣體，即采用接觸拉弧的方式啟動電極工作。
在步驟S303，等離子體工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱等離子體區域，使預先投入爐體內的無機廢物融化，在爐體1的爐膛內形成熔池。
在步驟S304，在熔池形成的最初階段，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，流量控制模塊43增大流入冷卻模塊的冷卻劑的流量，將所述爐體保持在25°C 150°C，使爐體內的熔池中靠近爐體內壁的熔融體溫度下降，附著在內壁上凝固形成凝殼，隔絕爐體內壁與熔融體的接觸。在步驟S305，通過進料口 21向爐體1內投入待處理的放射性廢物，待處理的放射性廢物徑直進入熱等離子體區域，并在熱等離子體區域被熱解或熔融。進一步的，待處理的放射性廢物經過熱等離子體區域后，其無機成分進入熔池；部分放射性廢物的無機成分進入熔池時尚未被融化，聚集在熔池表面形成一層冷帽。冷帽可以捕獲處理過程中揮發的核素和產生的飛灰，使熔池中揮發出的放射性核素和處理過程中產生的飛灰被冷帽捕獲后重新進入熔池，降低處理過程中飛灰的產量，同時抑制放射性核素和重金屬向尾氣中揮發。所以在本發明實施例中，在投放放射性廢物過程中，通過控制放射性廢物向爐內1 進料的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度。更為具體的，通過溫度檢測裝置5以及觀察窗可以獲知熔池上方冷帽的狀況。當爐膛空間溫度大于600°C或觀察到冷帽較薄時，應加大投料量，增加覆蓋層厚度；當爐膛空間溫度小于250°C或觀察到冷帽較厚時，應減少投料量，適當減少覆蓋層厚度。在步驟S306，放射性廢物被熱解后的有機成分被熱解氣化后通過尾氣排放口 23 排出爐體，進行進一步進化后排放。放射性廢物中的無機成分被等離子體的高溫熔融，放射性核素、重金屬等危險成分被溶解或者包容在熔融體中，熔融體從爐體底部的排放口排出， 經冷卻后形成性能穩定的固化體，整備后處置。實施本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，并且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕， 因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強堿性等在內的腐蝕性極強的廢物。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，爐膛內熔池上方形成一層待處理物料的冷帽，能夠降低放射性核素向尾氣中的揮發，并降低處理過程中飛灰的產量，減輕尾氣凈化的壓力與成本。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，熱等離子體在電極與熔融體之間維持，熱等離子體起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融后，形成的固化體性能更加穩定。進一步的，本發明實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入等離子體工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。同時，熱等離子體在電極與熔融體之間維持，熱等離子體起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好。本領域普通技術人員可以理解實現上述實施例方法中的全部或部分流程，是可以通過計算機程序來指令相關的硬件來完成，所述的程序可存儲于一計算機可讀取存儲介質中，該程序在執行時，可包括如上述各方法的實施例的流程。其中，所述的存儲介質可為磁碟、 光盤、只讀存儲記憶體(Read-Only Memory, ROM)或隨機存儲記憶體(Random Access Memory, RAM)等。 以上所揭露的僅為本發明一種較佳實施例而已，當然不能以此來限定本發明之權利范圍，因此依本發明權利要求所作的等同變化，仍屬本發明所涵蓋的范圍。
權利要求
1.一種放射性廢物處理方法，其特征在于，包括向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物，并通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱等離子體區域；加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物熔融并形成熔池； 啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25V 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融后形成熔融體排出爐體。
2.如權利要求1所述的放射性廢物處理方法，其特征在于，所述通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱等離子體區域，包括開啟電源，控制所述放射性廢物處理裝置的電極相互接觸并形成通路；所述電極由所述放射性廢物處理裝置的爐蓋或爐體上部插入爐體內；將相互接觸的電極拉開，使各電極之間形成電弧；并通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔，向爐體內輸入等離子體工作氣體；所述等離子體工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。
3.如權利要求1所述的放射性廢物處理方法，其特征在于，所述啟動冷卻裝置，將所述爐體保持在25°C 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼，包括在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融后，啟動冷卻裝置，從所述爐體的外部對其進行冷卻；電極繼續加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物保持熔融狀態；冷卻裝置將所述爐體冷卻至25V 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物溫度隨之下降，凝固形成lcnT20Cm厚的凝殼。
4.如權利要求1所述的放射性廢物處理方法，其特征在于，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融后形成熔融體排出爐體，包括向爐體內投入待處理的放射性廢物；所述待處理的放射性廢物被所述熱等離子體和熔池的高溫加熱，其有機成分被熱解氣化后排出爐體；其無機成分進入熔池；所述放射性廢物的無機成分進入熔池且未被融化時，聚集在熔池表面，形成一層冷帽；所述放射性廢物的無機成分進入熔池且被融化后形成熔融體排出爐體，經冷卻后形成性能穩定的固化體。
5.如權利要求4所述的放射性廢物處理方法，其特征在于，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物包括通過控制向爐體內投入待處理的放射性廢物的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度；當爐體內進料口溫度大于600°C時，加大投入待處理的放射性廢物的速度，增加覆蓋層厚度；當溫度小于250°C時，減少投入待處理的放射性廢物的速度，減少冷帽厚度。
6.如權利要求1至5中任一項所述的放射性廢物處理方法，其特征在于，所述有機成分被熱解氣化后排出爐體之后，還包括對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響后續的過濾器正常工作； 濾去氣體中的顆粒物和氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內； 燃燒氣體中的可燃性氣體，并對所述燃燒后的氣體降溫，防止二惡英的生成； 對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵，并將氣體重新加熱至露點以上； 濾去氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內； 吸附重金屬、有機污染物，除去氮氧化物。
7.一種放射性廢物處理裝置，其特征在于，包括爐體、與所述爐體扣合的爐蓋、從外部包裹所述爐體的冷卻裝置以及從所述爐蓋或爐體上部斜插入爐體的電極；所述爐體為無蓋圓柱型，由金屬材料制成，其中不添加耐火材料和保溫材料；該爐體用于容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；所述爐體底部設有熔融體排放口，用于將放射性廢物中無機成分熔融后形成的熔融體排出爐體；所述爐蓋上方設有進料口，用于向爐體內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；所述進料口周圍或爐體上部設有電極插入孔，用于供所述電極從爐蓋或爐體上部斜插入爐體內；所述爐蓋上還設有尾氣排放口，用于將放射性廢物的有機成分被熱解后形成的氣體排出爐體；所述冷卻裝置，用于在爐體內的熔池最初形成階段，在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時啟動，將所述爐體保持在25°C 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；并在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體的溫度；所述電極在軸線方向上設有貫穿所述電極的通孔，所述通孔用于向爐體內輸入等離子體工作氣體；所述電極用于在通電后形成電弧，加熱所述等離子體工作氣體，在爐體內的無機廢物上方形成熱等離子體區域。
8.如權利要求7所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，所述爐體為無蓋圓柱型，其底部呈水平或中心向外突起的圓弧形；所述爐體底部中央設有熔融體排放口，該熔融體排放口為圓柱型或漏斗型。
9.如權利要求7所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，所述爐蓋上或爐體上部設有2 3個電極插入孔，每個電極插入孔有一個電極插入爐體內；各電極之間存在夾角，在電極向下運動之能夠相互接觸；所述爐蓋上的每個電極插入孔旁均設有一個電極驅動裝置，用于控制電極的上下移動及左右旋轉。
10.如權利要求9所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，若放射性廢物處理裝置采用兩個電極，則兩個電極的極性相反；若放射性廢物處理裝置采用三個電極，則一個電極與另外兩個電極的極性相反或三個電極接三相交流電源。
11.如權利要求10所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，所述爐蓋上還設有溫度檢測裝置和觀察窗；所述溫度檢測裝置用于檢測爐體內、熔池上方的溫度；所述觀察窗用于觀測熔池及放射性廢物的狀態。
12.如權利要求7所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，所述冷卻裝置包括從外部包裹爐體外壁和底部的冷卻模塊，設置于冷卻裝置冷卻劑進、出口的溫度傳感模塊，以及位于冷卻模塊的冷卻劑進口處的流量控制模塊；溫度傳感模塊用于感測冷卻劑的溫度；流量控制模塊用于根據所述溫度傳感模塊所感測的冷卻劑的溫度，控制通過所述冷卻模塊的冷卻劑的流量；冷卻模塊包括內層、外層以及內外層之間用于容納冷卻劑的夾層空間構成；其外層上設有冷卻劑出口和冷卻劑入口。
13.如權利要求12所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，流量控制模塊在爐體內的熔池最初形成，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，增大冷卻模塊中的冷卻劑流量，將爐體保持在25V 150°C，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；流量控制模塊在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物過程中，若所述溫度傳感模塊感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度高于80°C，則增大所述冷卻模塊中的冷卻劑流量；若所述溫度傳感模塊感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度低于50°C，則減小所述冷卻模塊中的冷卻劑流量。
14.如權利要求7至13所述的放射性廢物處理裝置，其特征在于，所述放射性廢物處理裝置還包括與尾氣排放口連接的尾氣處理設備，用于對爐體內排出的氣體進行進一步的凈化；該尾氣處理設備包括依次連接的冷卻器、高溫過濾器、第一高效過濾器、二次燃燒室、 熱交換器、洗滌塔、加熱器、第二高效過濾器、活性炭吸附塔、脫硝反應器；所述冷卻器用于對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響后續的過濾器正常工作；所述高溫過濾器用于濾去氣體中的顆粒物，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述第一高效過濾器用于濾去氣體中的氣溶膠顆粒，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述二次燃燒室用于燃燒氣體中的可燃性氣體； 所述熱交換器用于對燃燒后的氣體降溫，防止二惡英的生成； 所述洗滌塔用于對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵； 所述加熱器用于將氣體重新加熱至露點以上；所述第二高效過濾器用于濾去氣溶膠顆粒，并通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述活性炭吸附塔用于吸附重金屬、有機污染物； 所述脫硝反應器用于除去氮氧化物。
全文摘要
本發明實施例公開一種放射性廢物處理方法及裝置，該方法包括向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物，通過電極拉弧，在無機廢物上方形成熱等離子體區域加熱投入的無機廢物形成熔池；開啟冷卻裝置，將爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；向爐體內投入放射性廢物，使放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體外；放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融后排出爐體。實施本發明提供的方法及裝置，爐體無需耐火材料，熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成凝殼，使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐壁，使裝置能夠處理多種廢物，使用壽命長，退役廢物量小。
文檔編號H05H1/48GK102157215SQ201110062940
公開日2011年8月17日 申請日期2011年3月16日 優先權日2011年3月16日
發明者劉夏杰, 向文元, 呂永紅, 張臣剛, 陳明周, 黃文有 申請人:中國廣東核電集團有限公司, 中科華核電技術研究院有限公司