[发明专利]核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法

说明书

本发明属于放射性废物的固化处理技术，具体涉及一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法。该方法将重水堆运行过程中产生的低中水平失效分子筛干燥剂和压水堆运行产生的低中水平放射性含硼浓缩液进行混合减容处理，混合固化废物体积包容率可达119.1％～122.5％。本发明以传统固化技术为基础，可实现放射性废物长期稳定，采用该方法制备的固化体性能满足GB14569.1‑2011相关要求，包括抗压强度、抗冲击性、抗冻融、抗浸泡等。

技术领域

本发明属于放射性废物的固化处理技术，具体涉及一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法。

背景技术

重水蒸汽回收系统是重水堆核电站特有的系统，主要功能是回收重水蒸汽，降低反应堆厂房的氚水平。核电站通常采用分子筛干燥剂进行除氚和其他可能的放射性载带处理，吸附有放射性污染的失效干燥剂一方面可进行除氚处理使其包括氚在内的主要放射性污染水平满足解控标准限值。对处理后放射性水平仍高于解控限值的，需作为放射性废物进行管理。

国内外现有成熟的低中水平放射性废物处理技术为水泥固化，水泥固化处理具有技术成熟、成本低、废物稳定性好的特点，同时该处理技术的一个瓶颈就是废物处理后的增容。早期低中水平放射性废物水泥固化配方为有砂配方，废物的体积包容率约为20％左右，固化后的增容比达到5。在固化配方改进的基础上，现有的废物体积包容率有所增加，低中水平含硼废树脂的体积包容率可达到40％左右；含硼浓缩液的体积包容率可达到约50％。可以看出，配方改进后的废物固化仍是一种增容处理，不能实现废物的减容处理。

发明内容

本发明的目的是依据放射性废物减量化和最小化管理的原则，提供一种核电站失效干燥剂与含硼浓缩液的混合减容固化处理方法。

本发明的技术方案如下：一种核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，包括如下步骤：

(1)对重水堆运行过程中产生的失效分子筛干燥剂进行预处理；

(2)将固化所需的所有混合干料充分混合均匀待用；

(3)向压水堆运行产生的或配制的放射性含硼浓缩液中加入所述混合干料，搅拌混合；

(4)将搅拌完成的水泥浆采集到固化试模中，振实刮平后放置到养护箱中养护。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(1)中通过焚烧对分子筛干燥剂进行粉碎，处理后失效分子筛干燥剂的粒径小于0.5mm。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(2)中所述的混合干料的配比有两种：对未粉碎失效分子筛干燥剂，配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝468:655:1.6:1.0；对粒径小于0.5mm失效分子筛干燥剂，配比为水泥：失效分子筛干燥剂：纤维：减水剂＝432:605:1.4:1.0。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(3)的具体做法如下：首先将放射性含硼浓缩液与硼中和剂石灰混合搅拌反应10min后，含硼浓缩液与石灰的质量比为4；加入外加水总量的90％，再搅拌3～5min；然后，边搅拌边加入混合均匀的干料，加料过程中根据水泥浆的性状，逐步加入剩余的10％外加水，混合干料加完后再连续搅拌10min；所述的外加水总量与所述混合干料的质量比为0.5～0.54；含硼浓缩液与混合干料的质量比为1.0:4.8。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(3)中放射性含硼浓缩液的含硼量为44000ppm，钠硼比为0.23，pH值为6～7，浓缩液温度保持在60℃以上。

进一步，如上所述的核电站失效干燥剂混合减容固化处理方法，步骤(4)中养护温度为25±5℃、相对湿度≥90％，养护时间为28天。