CN102157215A - 一种放射性废物处理方法及装置 - Google Patents

Abstract

本发明实施例公开一种放射性废物处理方法及装置，该方法包括：向放射性废物处理装置的炉体内投入无放射性的无机废物，通过电极拉弧，在无机废物上方形成热等离子体区域加热投入的无机废物形成熔池；开启冷却装置，将炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；向炉体内投入放射性废物，使放射性废物的有机成分被热解，产生的气体排出炉体外；放射性废物的无机成分进入熔池，熔融后排出炉体。实施本发明提供的方法及装置，炉体无需耐火材料，熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成凝壳，使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉壁，使装置能够处理多种废物，使用寿命长，退役废物量小。

Description

一种放射性废物处理方法及装置

技术领域

本发明涉及核废料处理领域，尤其涉及一种放射性废物处理方法及装置。

背景技术

自20世纪60年代我国发展核军事工业以来，特别是近年来核电站的建造与运行，在核燃料循环、反应堆运行、乏燃料处理、核设施退役、放射性同位素以及其他核技术利用的过程中会产生大量放射性废物。该放射性废物中包括固体可燃性废物（木头、纸张、塑料和衣服等），有机和无机淤积物，金属和其他不可燃、非金属废物（绝热材料、玻璃、土壤和混凝土等）放射性废物。放射性废物治理工作属于核工业科研生产链中的一环，解决废物治理方法和废物出路问题是保证国土和环境安全的需要，也是核工业可持续发展的前提。

目前放射性废物的处理方法通常为：分类——压缩减容、水泥固化或者混凝土固定——包装后送往暂存库贮存——浅地层处置。该方法因技术成熟而被核工业单位，特别是核电站广泛采用，但是处理工艺复杂、处理速度慢、废物包容率低、压缩后的废物核素浸出率高。随着我国核工业和核电事业的发展，放射性废物的减容问题必将日益突出。

等离子体危险废物处理技术是环境界公认的最先进的无害化减容处理技术，可对危险化学品、持久性有机污染物（POPs）、废农药、焚烧灰渣、医疗废物、放射性废物等进行安全减容处理，且极少产生二次污染，已经得到国内外环保与卫生部门的高度重视，并在发达国家已进入应用阶段。等离子体处理技术，是将表观温度高达10⁴K的热等离子体作为热源，对所有可燃或难燃、不燃的固体（或有机溶剂）废物进行熔融——热解处理。热等离子体的能量密度高，能够在短时间内使无机废物熔融、有机废物热解气化。与其他减容处理技术相比，熔融——热解处理可以显著减少最终废物的量，达到高减容比（处理前废物量/处理后废物量）。此外，熔融体经过冷却后，可以得到化学稳定性、机械稳定性和热稳定性卓越的固化体，将放射性核素稳定地封闭在固化体中，其核素浸出率极低，整备后即可处置，大大改变善了废物包的安全性能。

但是，发明人在实施本发明的过程中发现，现有的等离子体危险废物处理方法及装置还是存在明显的缺陷。

现有的等离子体危险废物处理装置以一根石墨电极作为主电极，下电极为炉底电极，炉体内部有多层耐火材料、保温材料为炉衬。虽然该装置可以处理放射性废物，然而由于该炉采用了炉底电极，因此会导致电弧炉常见的通病——底部电极消耗严重，底部电极氧化消耗后，由于无法更换，只能砸掉整个炉体重新砌炉。同时，因为该炉的炉体采用多层耐火材料、保温材料为炉衬，炉衬直接接触熔融体，导致放射性核素进入炉衬材料，造成炉衬的污染，扩大了污染范围；而且此种炉型的炉体直接受到放射性废物熔融体的侵蚀，特别是强酸、强碱性放射性废物的腐蚀，因而消耗快，使用寿命短。炉衬材料被熔融体侵蚀后只能打开炉膛重砌炉衬，增加操作人员受辐照的风险，炉衬消耗严重的甚至整个炉体退役报废，产生大量二次废物。

发明内容

本发明实施例所要解决的技术问题在于，提供一种放射性废物处理方法及装置，无需底部电极，炉体无需耐火材料和保温材料，炉壁具有冷却装置，炉膛内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。

为了解决上述技术问题，本发明实施例提供了一种放射性废物处理方法，包括：

向放射性废物处理装置的炉体内投入无放射性的无机废物，并通过电极拉弧，在所述无机废物的上方形成热等离子体区域；

加热投入所述炉体内的无机废物，使所述无机废物熔融并形成熔池；

启动冷却装置，将所述炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；

向炉体内投入待处理的放射性废物，使所述放射性废物的有机成分被热解，产生的气体排出炉体；所述放射性废物的无机成分进入熔池，熔融后形成熔融体排出炉体。

其中，所述通过电极拉弧，在所述无机废物的上方形成热等离子体区域，包括：

开启电源，控制所述放射性废物处理装置的电极相互接触并形成通路；所述电极由所述放射性废物处理装置的炉盖或炉体上部插入炉体内；

将相互接触的电极拉开，使各电极之间形成电弧；并通过在轴线方向上贯穿所述电极的通孔，向炉体内输入等离子体工作气体；

所述等离子体工作气体在电弧作用下被加热，在炉体内的无机废物上方形成热等离子体区域。

其中，所述启动冷却装置，将所述炉体保持在25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳，包括：

在所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融后，启动冷却装置，从所述炉体的外部对其进行冷却；电极继续加热所述炉体内的无机废物，使所述无机废物保持熔融状态；

冷却装置将所述炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物温度随之下降，凝固形成1cm~20cm厚的凝壳。

其中，所述向炉体内投入待处理的放射性废物，使所述放射性废物的有机成分被热解，产生的气体排出炉体；所述放射性废物的无机成分进入熔池，熔融后形成熔融体排出炉体，包括：

向炉体内投入待处理的放射性废物；

所述待处理的放射性废物被所述热等离子体和熔池的高温加热，其有机成分被热解气化后排出炉体；其无机成分进入熔池；

所述放射性废物的无机成分进入熔池且未被融化时，聚集在熔池表面，形成一层冷帽；

所述放射性废物的无机成分进入熔池且被融化后形成熔融体排出炉体，经冷却后形成性能稳定的固化体。

其中，所述向炉体内投入待处理的放射性废物包括：

通过控制向炉体内投入待处理的放射性废物的速度，控制炉膛内熔池上方形成的冷帽厚度；

当炉体内进料口温度大于600℃时，加大投入待处理的放射性废物的速度，增加覆盖层厚度；当温度小于250℃时，减少投入待处理的放射性废物的速度，减少冷帽厚度。

其中，所述有机成分被热解气化后排出炉体之后，还包括：

对排出炉体的气体进行降温，防止其温度过高影响后续的过滤器正常工作；

滤去气体中的颗粒物和气溶胶颗粒，将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

燃烧气体中的可燃性气体，并对所述燃烧后的气体降温，防止二恶英的生成；

对气体进一步降温、除酸、除去灰尘，并将气体重新加热至露点以上；

滤去气溶胶颗粒，将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

吸附重金属、有机污染物，除去氮氧化物。

相应地，本发明实施例还提供了放射性废物处理装置，包括：炉体、与所述炉体扣合的炉盖、从外部包裹所述炉体的冷却装置以及从所述炉盖或炉体上部斜插入炉体的电极；

所述炉体为无盖圆柱型，由金属材料制成，其中不添加耐火材料和保温材料；该炉体用于容纳由无放射性的无机废物熔融形成的熔池以及待处理的放射性废物；所述炉体底部设有熔融体排放口，用于将放射性废物中无机成分熔融后形成的熔融体排出炉体；

所述炉盖上方设有进料口，用于向炉体内投入无放射性的无机废物和待处理的放射性废物；所述进料口周围或炉体上部设有电极插入孔，用于供所述电极从炉盖或炉体上部斜插入炉体内；所述炉盖上还设有尾气排放口，用于将放射性废物的有机成分被热解后形成的气体排出炉体；

所述冷却装置，用于在炉体内的熔池最初形成阶段，在所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融时启动，将所述炉体保持在25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；并在所述放射性废物处理装置处理放射性废物时控制炉体的温度；

所述电极在轴线方向上设有贯穿所述电极的通孔，所述通孔用于向炉体内输入等离子体工作气体；所述电极用于在通电后形成电弧，加热所述等离子体工作气体，在炉体内的无机废物上方形成热等离子体区域。

其中，所述炉体为无盖圆柱型，其底部呈水平或中心向外突起的圆弧形；所述炉体底部中央设有熔融体排放口，该熔融体排放口为圆柱型或漏斗型。

其中，所述炉盖上或炉体上部设有2~3个电极插入孔，每个电极插入孔有一个电极插入炉体内；各电极之间存在夹角，在电极向下运动至能够相互接触；

所述炉盖上或炉体上部的每个电极插入孔旁均设有一个电极驱动装置，用于控制电极的上下移动及左右旋转。

其中，若放射性废物处理装置采用两个电极，则两个电极的极性相反；若放射性废物处理装置采用三个电极，则一个电极与另外两个电极的极性相反或三个电极接三相交流电源。

其中，所述炉盖上还设有温度检测装置和观察窗；

所述温度检测装置用于检测炉体内、熔池上方的温度；所述观察窗用于观测熔池及放射性废物的状态。

其中，所述冷却装置包括：从外部包裹炉体外壁和底部的冷却模块，设置于冷却装置冷却剂进、出口的温度传感模块，以及位于冷却模块的冷却剂进口处的流量控制模块；

温度传感模块用于感测冷却剂的温度；流量控制模块用于根据所述温度传感模块所感测的冷却剂的温度，控制通过所述冷却模块的冷却剂的流量；冷却模块包括内层、外层以及内外层之间用于容纳冷却剂的夹层空间构成；其外层上设有冷却剂出口和冷却剂入口。

其中，流量控制模块在炉体内的熔池最初形成，还未投入放射性废物，且所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融时，增大冷却模块中的冷却剂流量，将炉体保持在25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；

流量控制模块在所述放射性废物处理装置处理放射性废物过程中，若所述温度传感模块感测到冷却装置出口处冷却剂温度高于80℃，则增大所述冷却模块中的冷却剂流量；若所述温度传感模块感测到冷却装置出口处冷却剂温度低于50℃，则减小所述冷却模块中的冷却剂流量。

其中，所述放射性废物处理装置还包括与尾气排放口连接的尾气处理设备，用于对炉体内排出的气体进行进一步的净化；

该尾气处理设备包括：依次连接的冷却器、高温过滤器、第一高效过滤器、二次燃烧室、热交换器、洗涤塔、加热器、第二高效过滤器、活性炭吸附塔、脱硝反应器；

所述冷却器用于对排出炉体的气体进行降温，防止其温度过高影响后续的过滤器正常工作；

所述高温过滤器用于滤去气体中的颗粒物，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

所述第一高效过滤器用于滤去气体中的气溶胶颗粒，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

所述二次燃烧室用于燃烧气体中的可燃性气体；

所述热交换器用于对燃烧后的气体降温，防止二恶英的生成；

所述洗涤塔用于对气体进一步降温、除酸、除去灰尘；

所述加热器用于将气体重新加热至露点以上；

所述第二高效过滤器用于滤去气溶胶颗粒，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

所述活性炭吸附塔用于吸附重金属、有机污染物；

所述脱硝反应器用于除去氮氧化物。

实施本发明实施例提供的放射性废物处理方法及装置，无需底部电极，炉体无需耐火材料和保温材料，炉壁具有冷却装置，炉膛内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法及装置，在处理放射性废物时，炉膛内熔池上方形成一层待处理物料的冷帽，能够降低放射性核素向尾气中的挥发，并降低处理过程中飞灰的产量，减轻尾气净化的压力与成本。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法及装置，在处理放射性废物时，热等离子体在电极与熔融体之间维持，热等离子体起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀，产物固化体的性能更好。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法及装置，在处理放射性废物时，从沿电极轴线方向的通孔送入等离子体工作气体量很少，可以降低放射性核素的挥发，提高核素在产物固化体中的捕集效率。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本发明提供的放射性废物处理方法第一实施例流程示意图；

图2是本发明提供的放射性废物处理方法第二实施例流程示意图；

图3是本发明提供的放射性废物处理装置第一实施例结构示意图；

图4是本发明提供的放射性废物处理装置的电极结构示意图；

图5是本发明提供的放射性废物处理装置第二实施例结构示意图；

图6是本发明提供的放射性废物处理装置具有两个电极的示意图；

图7是本发明提供的放射性废物处理装置具有三个电极的示意图；

图8是本发明提供的放射性废物处理系统结构示意图；

图9是本发明提供的放射性废物处理方法第三实施例流程示意图。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

参见图1，为本发明提供的放射性废物处理方法第一实施例流程示意图，如图1所示：

在步骤S100，向放射性废物处理装置的炉体内投入无放射性的无机废物。

在步骤S101，通过电极拉弧，在所述无机废物的上方形成热等离子体区域。

在步骤S102，加热所述炉体内的无机废物，使所述无机废物熔融并形成熔池。

在步骤S103，启动冷却装置，将所述炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；

在步骤S104，向炉体内投入待处理的放射性废物。

在步骤S105，所述放射性废物中的有机成分被热解，产生的气体排出炉体；放射性废物的无机成分进入熔池，熔融后形成的熔融体排出炉体。

实施本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在熔池形成的最初阶段，冷却装置使炉体内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。同时，放射性废物的有机成分和无机成分被分离，且无机成份经过高温熔融后，形成的固化体性能更加稳定。

参见图2，为本发明提供的放射性废物处理方法第二实施例流程示意图，在本实施例中，将更为详细的描述该放射性废物处理方法的流程，如图2所示：

在步骤S200，向放射性废物处理装置的炉体内投入无放射性的无机废物。

在步骤S201，开启电源，控制所述放射性废物处理装置的电极相互接触并形成通路；所述电极由所述放射性废物处理装置的炉盖或炉体上部插入炉体内。

在步骤S202，将相互接触的电极拉开，使各电极之间形成电弧；并通过在轴线方向上贯穿所述电极的通孔，向炉体内输入等离子体工作气体，即采用接触拉弧的方式启动电极工作。

在本实施例中，从沿电极轴线方向的通孔中送入的等离子体工作气体量很少，炉内的熔池中以及熔池上方的炉膛空间气流对流强度低，因而降低了气流对放射性核素的夹带，从而降低放射性核素的挥发，提高核素在熔融体中的捕集效率。

在步骤S203，等离子体工作气体在电弧作用下被加热，在炉体内的无机废物上方形成热等离子体区域。

在步骤S204，热等离子体区域使预先投入炉体内的无机废物融化，在炉膛内形成熔池。进一步的，在处理放射性废物时，热等离子体在电极与熔融体之间维持，热等离子体起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀，产物固化体的性能更好。

在步骤S205，在熔池形成的最初阶段启动冷却装置，将所述炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳。

更为具体的，熔池形成后冷却装置从炉体的外壁和底部进行冷却，使炉体内的熔池中靠近炉体内壁的熔融体温度下降，附着在内壁上凝固形成凝壳，凝壳的存在使炉体内壁不会与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，同时也使炉体不受放射性废物和熔融体的侵蚀。

在步骤S206，向炉体内投入待处理的放射性废物，所述放射性废物在所述热等离子体区域被热解。进一步的，待处理的放射性废物从炉盖上方的进料口投入炉体内，待处理的放射性废物径直进入热等离子体区域，待处理的放射性废物在此区域被热解或熔融。需要说明的是，因为此前已经在炉体内投入无放射性的无机废物并形成熔池，所以在本步骤中，放射性废物在炉体内会被热等离子体和之前无放射性的无机废物形成熔池加热，此加热方式比单纯采用热等离子体加热放射性废物更为均匀。

在步骤S207，所述放射性废物的有机成分被热解后产生的气体排出炉体；无机成分进入熔池，被熔融后形成熔融体排出炉体。更为具体的，放射性废物的有机成分被热解后，气化成为小分子（主要是H2和CO）气体，从放射性废物处理装置的尾气排放口排出，排出后经过进一步的净化后排放；放射性废物中的无机成分被等离子体的高温熔融，放射性核素、重金属等危险成分被溶解或者包容在熔融体中，熔融体从炉体底部的排放口排出，经冷却后形成性能稳定的固化体，整备后处置。

进一步的，待处理的放射性废物经过热等离子体区域后，其有机成分被热解气化后排出炉体；其无机成分进入熔池；部分放射性废物的无机成分进入熔池时尚未被融化，其堆集在熔池表面，形成一层冷物料覆盖层（冷帽）。

优选的，在投放放射性废物过程中，通过控制放射性废物向炉内进料的速度，控制炉膛内熔池上方形成的冷帽厚度。更为具体的，当炉膛进料口附近温度大于600℃时，应加大投料量，增加覆盖层厚度；当炉膛进料口附近温度小于250℃时，应减少投料量，适当减少覆盖层厚度。当炉膛空间温度控制在1000℃~1600℃，尾气排放口附近的温度控制在180℃~250℃时，可获得理想的冷帽厚度。

冷帽可以捕获处理过程中挥发的核素和产生的飞灰，使熔池中挥发出的放射性核素和处理过程中产生的飞灰被冷帽捕获后重新进入熔池，降低处理过程中飞灰的产量，同时抑制放射性核素和重金属向尾气中挥发，减轻尾气净化的压力与成本。

进一步的，放射性废物被热解气化后排出炉体，还对排出炉体的气体（尾气）进行进一步净化处理，包括：对排出炉体的气体进行降温，防止其温度过高影响后续的过滤器正常工作；滤去尾气中的颗粒物和气溶胶颗粒，将其送回放射性废物处理装置的炉体内；燃烧气体中的可燃性气体，并对所述燃烧后的气体降温，防止二恶英的生成；对气体进一步降温、除酸、除去灰尘，并将气体重新加热至露点以上；滤去气溶胶颗粒，将其送回放射性废物处理装置的炉体内；吸附重金属、有机污染物，除去氮氧化物。上述对尾气的处理过程将尾气中夹带的颗粒重新送回炉体，减少挥发性核素和重金属被尾气夹带，增加核素的捕集效率。

实施本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在熔池形成的最初阶段，冷却装置使炉体内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在处理放射性废物时，炉膛内熔池上方形成一层冷物料覆盖层（冷帽），能够降低放射性核素向尾气中的挥发，并降低处理过程中飞灰的产量，减轻尾气净化的压力与成本。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在处理放射性废物时，热等离子体在电极与熔融体之间维持，热等离子体起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀。同时，放射性废物的有机成分和无机成分被分离，且无机成份经过高温熔融后，形成的固化体性能更加稳定。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在处理放射性废物时，从沿电极轴线方向的通孔送入等离子体工作气体量很少，可以降低放射性核素的挥发，提高核素在产物固化体中的捕集效率。

参见图3，为本发明提供的放射性废物处理装置第一实施例结构示意图，如图3所示：该放射性废物处理装置包括：炉体1、与炉体扣合的炉盖2、从外部包裹炉体的冷却装置4以及从炉盖2或炉体1上部斜插入炉体的电极3。

炉体1为无盖圆柱型，由金属材料制成，其中不添加耐火材料和保温材料；该炉体1用于容纳由无放射性的无机废物熔融形成的熔池以及待处理的放射性废物；炉体1底部设有熔融体排放口11，用于将包裹有放射性废物无机成分的熔融体中排出炉体1。

炉盖2正上方设有进料口21，用于向炉体1内投入无放射性的无机废物和待处理的放射性废物；进料口21周围或炉体1上部设有电极插入孔22，用于供电极3从炉盖2或炉体1上部斜插入炉体1内；炉盖2上还设有尾气排放口23，用于将放射性废物被热解后其有机成分形成的气体排出炉体1。

冷却装置4，用于在炉体1内的熔池最初形成阶段，在炉体1内的无放射性无机废物开始熔融时启动，将炉体1保持在25℃~150℃，使炉体1内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；并在放射性废物处理装置处理放射性废物时控制炉体1的温度。

电极3在轴线方向上设有贯穿电极的通孔32（参见图4，图3中未示出），通孔32用于向炉体1内输入等离子体工作气体；电极3用于在通电后形成电弧，加热等离子体工作气体，在炉体1内的无机废物上方形成热等离子体区域。

实施本发明实施例提供的放射性废物处理方法及装置，无需底部电极，炉体无需耐火材料和保温材料，炉壁具有冷却装置，炉膛内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。同时，放射性废物的有机成分和无机成分被分离，且无机成份经过高温熔融后，形成的固化体性能更加稳定。

参见图5，为本发明提供的放射性废物处理装置第二实施例结构示意图，在本实施例中，将更为详细的描述该放射性废物处理装置的结构，如图4所示：该放射性废物处理装置同样包括：炉体1、与炉体扣合的炉盖2、从炉盖2或炉体1上部斜插入炉体的电极3以及从外部包裹炉体的冷却装置4。

炉体1为无盖圆柱型，由金属材料制成，关键在于，炉体1中不添加耐火材料和保温材料。该炉体1用于容纳由无放射性的无机废物熔融形成的熔池以及待处理的放射性废物；炉体1底部设有熔融体排放口11，用于将包裹有放射性废物无机成分的熔融体中排出炉体1。

更为具体的，炉体1为无盖圆柱型，其底部12呈水平或中心向外突起的圆弧形；所述炉体底部12中央设有熔融体排放口11，该熔融体排放口11为圆柱型或漏斗型。

炉盖2上方设有进料口21，用于向炉体1内投入无放射性的无机废物和待处理的放射性废物；进料口21周围或炉体1上部设有电极插入孔22，用于供电极3从炉盖2或炉体1上部斜插入炉体1内；炉盖2上还设有尾气排放口23，用于将放射性废物被热解后其有机成分形成的气体排出炉体1。

优选的，炉盖2上还设有备用口24以及温度检测装置5，温度检测装置5用于检测炉体1内、熔池上方的温度；备用口24可以作为观察窗，用于观察窗用于观测熔池及放射性废物的状态，也可以作为氧气或者空气进口。

炉盖2上或炉体1上部的电极插入孔22为2~3个，每个电极插入孔22有一个电极3插入炉体1内；各电极3之间存在夹角，在电极向下运动之能够相互接触。若该放射性废物处理装置采用两个电极，则两个电极的极性相反，其电极3的设置如图6所示；若放射性废物处理装置采用三个电极，则一个电极与另外两个电极的极性相反或三个电极接三相交流电源，其电极3的设置如图7所示。进一步的，炉盖2上或炉体1上部的每个电极插入孔22旁均设有一个电极驱动装置31，用于控制电极3的上下移动及左右旋转。

更为具体的，电极3在轴线方向上设有贯穿电极的通孔32（参见图4，图5中未示出），通孔32用于向炉体1内输入等离子体工作气体；电极3用于在通电后将相互接触的电极3拉开，使各电极3之间形成电弧；并通过在轴线方向上贯穿所述电极的通孔32，向炉体1内输入等离子体工作气体，即采用接触拉弧的方式启动电极工作。电极3之间的电弧将加热等离子体工作气体，在炉体1内的无机废物上方形成热等离子体区域。

放射性废物从进料口21进入炉体后，直接进入热等离子体区域，经热解或者熔融后，其中的有机成分被热解气化成为小分子（主要是H2和CO）气体，从放射性废物处理装置的尾气排放口11排出，排出后经过进一步的净化后排放；放射性废物中的无机成分被热等离子体的高温熔融，放射性核素、重金属等危险成分被溶解或者包容在熔融体中，熔融体从炉体底部的排放口11排出，经冷却后形成性能稳定的固化体，整备后处置。进一步的，在处理放射性废物时，热等离子体区域在电极与熔融体之间维持，起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀，产物固化体的性能更好

本实施例中，从沿电极轴线方向的通孔32中送入的等离子体工作气体量很少，炉内的熔池中以及熔池上方的炉膛空间气流对流强度低，因而降低了气流对放射性核素的夹带，从而降低放射性核素的挥发，提高核素在产物固化体中的捕集效率。

优选的，本实施例中的电极3采用碳素材料，其结构简单，性能可靠，使用寿命长；同时等离子体发生容易，可以在工作状态连续接续，避免了对热源部件水冷造成的能量损失和对电极的频繁更换，能量利用效率更高，降低了生产成本，减少了维护工作量和工作人员受辐照的风险。

冷却装置4，在炉体1内的熔池最初形成阶段时启动，将炉体1冷却至25℃~150℃，使炉体1内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；并在放射性废物处理装置处理放射性废物时控制炉体1的温度。

更为具体的，所述冷却装置4包括：设置于冷却装置冷却剂进、出口的温度传感模块61、62，从外部包裹炉体外壁和底部冷却模块，以及位于冷却模块的冷却剂入口41处的流量控制模块43。

温度传感模块61、62用于感测冷却剂的温度；流量控制模块43用于根据所述温度传感模块61、62所感测的冷却剂的温度，控制通过冷却模块中的冷却剂的流量；冷却模块包括内层、外层以及内外层之间用于容纳冷却剂的夹层空间构成；其外层上设有冷却剂出口42和冷却剂入口41，冷却剂出口42的位置高于冷却剂入口41的位置。

更为具体的，流量控制模块43在炉体内的熔池最初形成，还未投入放射性废物，且所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融时，增大冷却模块中的冷却剂流量，将炉体保持在25℃~150℃，使炉体内的熔池中靠近炉体内壁的熔融体温度下降，附着在内壁上凝固形成凝壳，凝壳的存在使炉体内壁不会与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，同时也使炉体不受放射性废物和熔融体的侵蚀。

流量控制模块43在放射性废物处理装置处理放射性废物过程中，若温度传感模块62感测到炉体温度高于80℃，则增大冷却模块中的冷却剂流量；若温度传感模块62感测到炉体温度低于50℃，则减小冷却模块42中的冷却剂流量。

进一步的，本实施例提供的放射性废物处理装置还包括与尾气排放口23连接的尾气处理设备（如图8所示），用于对炉体内排出的气体进行进一步的进化。该尾气处理设备包括：依次连接的冷却器70、高温过滤器71、第一高效过滤器72、二次燃烧室73、热交换器74、洗涤塔75、加热器76、第二高效过滤器77、活性炭吸附塔78、脱硝反应器79。

冷却器70用于对排出炉体的气体进行降温，防止其温度过高影响后续的过滤器正常工作。

高温过滤器71用于滤去尾气中的颗粒物，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内。

第一高效过滤器72用于滤去尾气中的气溶胶颗粒，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内。

二次燃烧室73用于燃烧气体中的可燃性气体。

热交换器74用于对燃烧后的气体降温，防止二恶英的生成。

洗涤塔75用于对气体进一步降温、除酸、除去灰尘。

加热器76用于将气体重新加热至露点以上。

第二高效过滤器77用于滤去气溶胶颗粒，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内。

活性炭吸附塔78用于吸附重金属、有机污染物。

脱硝反应器79用于除去氮氧化物。

在尾气处理设备中，尾气中夹带的颗粒重新送回炉体，减少挥发性核素和重金属被尾气夹带，增加核素的捕集效率。经过尾气处理设备处理过的尾气，确保对环境无害，可以通过烟囱直接排放。

实施本发明实施例提供的放射性废物处理装置，在熔池形成的最初阶段，冷却装置使炉体内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理装置，在处理放射性废物时，热等离子体在电极与熔融体之间维持，热等离子体起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀。同时，放射性废物的有机成分和无机成分被分离，且无机成份经过高温熔融后，形成的固化体性能更加稳定。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理装置，在处理放射性废物时，从沿电极轴线方向的通孔送入等离子体工作气体量很少，可以降低放射性核素的挥发，提高核素在产物固化体中的捕集效率。

参见图9，为本发明提供的放射性废物处理方法第三实施例流程示意图，在本实施例中，将结合如图8所示的放射性废物处理系统，说明该放射性废物处理方法的具体过程。

在步骤S300，通过进料口21向放射性废物处理装置的炉体1内投入无放射性的无机废物。

在步骤S301，开启电源，通过电极驱动装置31控制放射性废物处理装置的电极3向下运动至相互接触并形成通路。

在步骤S302，通过电极驱动装置31将相互接触的电极3拉开，使各电极3之间形成电弧；电极3之间的距离可以通过电极驱动装置31进行调节，但应保证电极之间不断弧。同时，通过在电极3轴线方向上的通孔32，向炉体1内输入等离子体工作气体，即采用接触拉弧的方式启动电极工作。

在步骤S303，等离子体工作气体在电弧作用下被加热，在炉体内的无机废物上方形成热等离子体区域，使预先投入炉体内的无机废物融化，在炉体1的炉膛内形成熔池。

在步骤S304，在熔池形成的最初阶段，还未投入放射性废物，且所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融时，流量控制模块43增大流入冷却模块的冷却剂的流量，将所述炉体保持在25℃~150℃，使炉体内的熔池中靠近炉体内壁的熔融体温度下降，附着在内壁上凝固形成凝壳，隔绝炉体内壁与熔融体的接触。

在步骤S305，通过进料口21向炉体1内投入待处理的放射性废物，待处理的放射性废物径直进入热等离子体区域，并在热等离子体区域被热解或熔融。进一步的，待处理的放射性废物经过热等离子体区域后，其无机成分进入熔池；部分放射性废物的无机成分进入熔池时尚未被融化，聚集在熔池表面形成一层冷帽。冷帽可以捕获处理过程中挥发的核素和产生的飞灰，使熔池中挥发出的放射性核素和处理过程中产生的飞灰被冷帽捕获后重新进入熔池，降低处理过程中飞灰的产量，同时抑制放射性核素和重金属向尾气中挥发。

所以在本发明实施例中，在投放放射性废物过程中，通过控制放射性废物向炉内1进料的速度，控制炉膛内熔池上方形成的冷帽厚度。更为具体的，通过温度检测装置5以及观察窗可以获知熔池上方冷帽的状况。当炉膛空间温度大于600℃或观察到冷帽较薄时，应加大投料量，增加覆盖层厚度；当炉膛空间温度小于250℃或观察到冷帽较厚时，应减少投料量，适当减少覆盖层厚度。

在步骤S306，放射性废物被热解后的有机成分被热解气化后通过尾气排放口23排出炉体，进行进一步进化后排放。放射性废物中的无机成分被等离子体的高温熔融，放射性核素、重金属等危险成分被溶解或者包容在熔融体中，熔融体从炉体底部的排放口排出，经冷却后形成性能稳定的固化体，整备后处置。

实施本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在熔池形成的最初阶段，冷却装置使炉体内的熔融体在临近炉内壁的区域凝固，形成一层“凝壳”，“凝壳”的存在使炉壁不与熔融体直接接触，防止放射性核素污染炉体，并且使炉体不受处理对象和熔融体的侵蚀，因而装置的耐腐蚀性更强，使该专用装置特别适合处理核工业产生的包括强酸性、强碱性等在内的腐蚀性极强的废物。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在处理放射性废物时，炉膛内熔池上方形成一层待处理物料的冷帽，能够降低放射性核素向尾气中的挥发，并降低处理过程中飞灰的产量，减轻尾气净化的压力与成本。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在处理放射性废物时，热等离子体在电极与熔融体之间维持，热等离子体起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀。同时，放射性废物的有机成分和无机成分被分离，且无机成份经过高温熔融后，形成的固化体性能更加稳定。

进一步的，本发明实施例提供的放射性废物处理方法，在处理放射性废物时，从沿电极轴线方向的通孔送入等离子体工作气体量很少，可以降低放射性核素的挥发，提高核素在产物固化体中的捕集效率。同时，热等离子体在电极与熔融体之间维持，热等离子体起到了对熔池的搅拌作用，使得熔融体更加均匀，产物固化体的性能更好。

本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程，是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成，所述的程序可存储于一计算机可读取存储介质中，该程序在执行时，可包括如上述各方法的实施例的流程。其中，所述的存储介质可为磁碟、光盘、只读存储记忆体（Read-Only Memory，ROM）或随机存储记忆体（Random Access Memory，RAM）等。

以上所揭露的仅为本发明一种较佳实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明权利要求所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (14)

1.一种放射性废物处理方法，其特征在于，包括：

向放射性废物处理装置的炉体内投入无放射性的无机废物，并通过电极拉弧，在所述无机废物的上方形成热等离子体区域；

加热所述炉体内的无机废物，使所述无机废物熔融并形成熔池；

启动冷却装置，将所述炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；

向炉体内投入待处理的放射性废物，使所述放射性废物的有机成分被热解，产生的气体排出炉体；所述放射性废物的无机成分进入熔池，熔融后形成熔融体排出炉体。

2.如权利要求1所述的放射性废物处理方法，其特征在于，所述通过电极拉弧，在所述无机废物的上方形成热等离子体区域，包括：

开启电源，控制所述放射性废物处理装置的电极相互接触并形成通路；所述电极由所述放射性废物处理装置的炉盖或炉体上部插入炉体内；

将相互接触的电极拉开，使各电极之间形成电弧；并通过在轴线方向上贯穿所述电极的通孔，向炉体内输入等离子体工作气体；

所述等离子体工作气体在电弧作用下被加热，在炉体内的无机废物上方形成热等离子体区域。

3.如权利要求1所述的放射性废物处理方法，其特征在于，所述启动冷却装置，将所述炉体保持在25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳，包括：

在所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融后，启动冷却装置，从所述炉体的外部对其进行冷却；电极继续加热所述炉体内的无机废物，使所述无机废物保持熔融状态；

冷却装置将所述炉体冷却至25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物温度随之下降，凝固形成1cm~20cm厚的凝壳。

4.如权利要求1所述的放射性废物处理方法，其特征在于，所述向炉体内投入待处理的放射性废物，使所述放射性废物的有机成分被热解，产生的气体排出炉体；所述放射性废物的无机成分进入熔池，熔融后形成熔融体排出炉体，包括：

向炉体内投入待处理的放射性废物；

所述待处理的放射性废物被所述热等离子体和熔池的高温加热，其有机成分被热解气化后排出炉体；其无机成分进入熔池；

所述放射性废物的无机成分进入熔池且未被融化时，聚集在熔池表面，形成一层冷帽； 

所述放射性废物的无机成分进入熔池且被融化后形成熔融体排出炉体，经冷却后形成性能稳定的固化体。

5.如权利要求4所述的放射性废物处理方法，其特征在于，所述向炉体内投入待处理的放射性废物包括：

通过控制向炉体内投入待处理的放射性废物的速度，控制炉膛内熔池上方形成的冷帽厚度；

当炉体内进料口温度大于600℃时，加大投入待处理的放射性废物的速度，增加覆盖层厚度；当温度小于250℃时，减少投入待处理的放射性废物的速度，减少冷帽厚度。

6.如权利要求1至5中任一项所述的放射性废物处理方法，其特征在于，所述有机成分被热解气化后排出炉体之后，还包括：

对排出炉体的气体进行降温，防止其温度过高影响后续的过滤器正常工作；

滤去气体中的颗粒物和气溶胶颗粒，将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

燃烧气体中的可燃性气体，并对所述燃烧后的气体降温，防止二恶英的生成；

对气体进一步降温、除酸、除去灰尘，并将气体重新加热至露点以上；

滤去气溶胶颗粒，将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

吸附重金属、有机污染物，除去氮氧化物。

7.一种放射性废物处理装置，其特征在于，包括：炉体、与所述炉体扣合的炉盖、从外部包裹所述炉体的冷却装置以及从所述炉盖或炉体上部斜插入炉体的电极；

所述炉体为无盖圆柱型，由金属材料制成，其中不添加耐火材料和保温材料；该炉体用于容纳由无放射性的无机废物熔融形成的熔池以及待处理的放射性废物；所述炉体底部设有熔融体排放口，用于将放射性废物中无机成分熔融后形成的熔融体排出炉体；

所述炉盖上方设有进料口，用于向炉体内投入无放射性的无机废物和待处理的放射性废物；所述进料口周围或炉体上部设有电极插入孔，用于供所述电极从炉盖或炉体上部斜插入炉体内；所述炉盖上还设有尾气排放口，用于将放射性废物的有机成分被热解后形成的气体排出炉体；

所述冷却装置，用于在炉体内的熔池最初形成阶段，在所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融时启动，将所述炉体保持在25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；并在所述放射性废物处理装置处理放射性废物时控制炉体的温度；

所述电极在轴线方向上设有贯穿所述电极的通孔，所述通孔用于向炉体内输入等离子体工作气体；所述电极用于在通电后形成电弧，加热所述等离子体工作气体，在炉体内的无机废物上方形成热等离子体区域。

8.如权利要求7所述的放射性废物处理装置，其特征在于，所述炉体为无盖圆柱型，其底部呈水平或中心向外突起的圆弧形；所述炉体底部中央设有熔融体排放口，该熔融体排放口为圆柱型或漏斗型。

9.如权利要求7所述的放射性废物处理装置，其特征在于，所述炉盖上或炉体上部设有2~3个电极插入孔，每个电极插入孔有一个电极插入炉体内；各电极之间存在夹角，在电极向下运动之能够相互接触；

所述炉盖上的每个电极插入孔旁均设有一个电极驱动装置，用于控制电极的上下移动及左右旋转。

10.如权利要求9所述的放射性废物处理装置，其特征在于，若放射性废物处理装置采用两个电极，则两个电极的极性相反；若放射性废物处理装置采用三个电极，则一个电极与另外两个电极的极性相反或三个电极接三相交流电源。

11.如权利要求10所述的放射性废物处理装置，其特征在于，所述炉盖上还设有温度检测装置和观察窗；

所述温度检测装置用于检测炉体内、熔池上方的温度；所述观察窗用于观测熔池及放射性废物的状态。

12.如权利要求7所述的放射性废物处理装置，其特征在于，所述冷却装置包括：从外部包裹炉体外壁和底部的冷却模块，设置于冷却装置冷却剂进、出口的温度传感模块，以及位于冷却模块的冷却剂进口处的流量控制模块；

温度传感模块用于感测冷却剂的温度；流量控制模块用于根据所述温度传感模块所感测的冷却剂的温度，控制通过所述冷却模块的冷却剂的流量；冷却模块包括内层、外层以及内外层之间用于容纳冷却剂的夹层空间构成；其外层上设有冷却剂出口和冷却剂入口。

13.如权利要求12所述的放射性废物处理装置，其特征在于，流量控制模块在炉体内的熔池最初形成，还未投入放射性废物，且所述炉体内的无放射性无机废物开始熔融时，增大冷却模块中的冷却剂流量，将炉体保持在25℃~150℃，使炉体内附着在内壁上的无机废物凝固形成凝壳；

流量控制模块在所述放射性废物处理装置处理放射性废物过程中，若所述温度传感模块感测到冷却装置出口处冷却剂温度高于80℃，则增大所述冷却模块中的冷却剂流量；若所述温度传感模块感测到冷却装置出口处冷却剂温度低于50℃，则减小所述冷却模块中的冷却剂流量。

14.如权利要求7至13所述的放射性废物处理装置，其特征在于，所述放射性废物处理装置还包括与尾气排放口连接的尾气处理设备，用于对炉体内排出的气体进行进一步的净化；

该尾气处理设备包括：依次连接的冷却器、高温过滤器、第一高效过滤器、二次燃烧室、热交换器、洗涤塔、加热器、第二高效过滤器、活性炭吸附塔、脱硝反应器；

所述冷却器用于对排出炉体的气体进行降温，防止其温度过高影响后续的过滤器正常工作；

所述高温过滤器用于滤去气体中的颗粒物，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

所述第一高效过滤器用于滤去气体中的气溶胶颗粒，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

所述二次燃烧室用于燃烧气体中的可燃性气体；

所述热交换器用于对燃烧后的气体降温，防止二恶英的生成；

所述洗涤塔用于对气体进一步降温、除酸、除去灰尘；

所述加热器用于将气体重新加热至露点以上；

所述第二高效过滤器用于滤去气溶胶颗粒，并通过进料口将其送回放射性废物处理装置的炉体内；

所述活性炭吸附塔用于吸附重金属、有机污染物； 

所述脱硝反应器用于除去氮氧化物。

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