[实用新型]放射性湿固体废物包装容器码放结构

说明书

技术领域

本实用新型涉及核电厂废物处置领域，尤其涉及一种放射性湿固体废物包装容器的码放结构。

背景技术

目前，国内核电厂在放射性湿固体废物处理上主要是采用水泥固化技术，该技术将处理后的废物装在400L金属桶中，这种废物包装容器具有较强的力学性能，固化体和固定体中几乎不会产生任何分解气体。为了提高处置场单元格的容积利用率，水泥固化体和固定体废物包装容器在处置时通常采用立式堆码或卧式堆码的方式处置，当处置单元格装满后再进行封盖处理。

由于水泥固化技术本质上是一种增容工艺，不利于废物的最小化，为此国内相关核电厂从美国引进高整体容器（HIC，High Integrity Container）工艺，与水泥固化技术配合对核电厂放射性湿固体废物进行处理。相对水泥固化技术而言，高整体容器工艺无需对湿固体废物进行固化，而是直接将湿固体废物装填入高整体容器中，因此不会导致处理后废物体积的增加，能够有效实现核电厂湿固体废物的最小化，有利于环境安全。

高整体容器与水泥固化体和固定体不同，其是由聚乙烯材料加工而成，自身仅能承受一定程度的力学强度，内装的放射性废物辐照会降低高整体容器力学性能，高整体容器内容物也会因辐照分解而产生废气，这些问题决定了高整体容器处置技术与水泥固化体处置技术有所不同，也无法用基于处置水泥固化体和固定体废物包装容器（即400L金属桶）而设计的固体废物处置技术进行处置。由于交联聚乙烯高整体容器在处置场处置时需保证其结构具有300年的完整性和放射性核素的有效包容，使高整体容器内湿固体废物中主要长周期核素Sr-90和Cs-137的放射性活度浓度在300年后降低为开始处置时的千分之一，达到安全水平的要求，因此对于高整体容器的长期安全处置，需要解决以下问题：1）高整体容器在300年处置期间累积吸收剂量限值为1×10⁶Gy，以避免辐照引起高整体容器力学性能的降低而导致其长期完整性失效：为限制高整体容器的辐照吸收剂量，在放射性湿固体废物处理阶段，已通过相关技术控制湿固体废物对高整体容器的辐照影响，而在放射性固体废物处置阶段，由于高整体容器无辐照屏蔽功能，且内容物放射性较强，所以应尽量减少高整体容器间辐照对高整体容器的累积吸收剂量的贡献；2）高整体容器仅具有有限的抗压强度，在处置中应避免外部荷载超过高整体容器顶部的抗压强度，导致高整体容器完整性的失效；3）高整体容器内容物（如废树脂）受到放射性核素辐照的影响，会分解出废气，因此在高整体容器处置时，需解决废气的排放问题，防止高整体容器内压力过高而导致高整体容器破损；4）低、中放固体废物处置场需处置核电厂产生的不同类型的废物包装容器，因此在提高处置场单元格容积利用率的同时，还需统筹考虑两种不同废物包装容器的综合处置。

有鉴于此，确有必要提供一种能够安全经济地对高整体容器和金属桶进行综合处置的技术。

实用新型内容

本实用新型的目的在于：提供一种能够对高整体容器和金属桶进行综合处置的放射性湿固体废物包装容器码放结构，以实现废物处置的安全性和经济性。

为了实现上述目的，本实用新型提供了一种放射性湿固体废物包装容器码放结构，其包括混装于固体废物处置单元格中的高整体容器和金属桶，每一高整体容器的四周都布置有码放两层的金属桶，水平相邻的两个高整体容器之间至少间隔有两排金属桶。

作为本实用新型放射性湿固体废物包装容器码放结构的一种改进，所述水平相邻的两个高整体容器之间间隔的金属桶为两排，每一处置单元格的两个外侧边都分别水平布置有三排金属桶，两个内侧边则都分别水平布置有两排金属桶。

作为本实用新型放射性湿固体废物包装容器码放结构的一种改进，所述水平相邻的两个金属桶之间留有浇灌混凝土的间隙。

作为本实用新型放射性湿固体废物包装容器码放结构的一种改进，所述金属桶为400L金属桶，水平相邻的两个金属桶之间的间隙为30mm。

作为本实用新型放射性湿固体废物包装容器码放结构的一种改进，所述高整体容器和金属桶在处置单元格中为立式堆码布置，每一处置单元格布置有一个以上处置层，每个处置层的金属桶为两层、高整体容器为一层。

作为本实用新型放射性湿固体废物包装容器码放结构的一种改进，所述每一高整体容器的上方都放置有混凝土预制板，混凝土预制板的全部重量由高整体容器四周的金属桶承受。

作为本实用新型放射性湿固体废物包装容器码放结构的一种改进，所述每一高整体容器和与其相邻的金属桶、上方的混凝土预制板之间都预留有一定的自由空间，每一高整体容器上还设置有供废气排出的排气口。