[发明专利]用于安全表征大体积放射性废物固化体抗水性的试验装置和方法

说明书

技术领域

本发明属于放射性固化体抗水试验技术领域，具体涉及用于安全表征大体积放射性废物固化体抗水性的试验装置和方法。

背景技术

截止目前，国内对低、中水平放射性废物主要采用固化/固定的处理方式，其目的是有效阻滞废物在处置或贮存状态下放射性核素的对外释放，保护公众健康和环境安全。为确保废物的长期安全性，应对固化/固定产生的废物固化体开展性能检测，以确保其满足相关国家标准要求。

放射性废物固化体性能检测的关键表征参数是废物固化体的抗水性能，包括抗浸出性和抗浸泡性。放射性废物采用固化/固定处理后，在长期处置环境中，当与水发生接触后，将可能发生放射性核素的向外释放，这也是放射性核素从废物体向环境释放和迁移的第一步。另一方面，在水浸过程中，废物固化体本身的物理结构可能损坏，直接影响到固化体的结构完整性和机械性能。因此，为确保放射性废物的长期安全，保护环境，保护人类健康，必须对放射性废物固化体的抗水性能进行表征，抗水性也是放射性废物安全贮存和处置管理的一个重要参数。

国内已有成熟的技术是采用小试模(如φ50mm×50mm)从新浇注的400L或200L废物固化桶中，采集浆体制备固化体性能表征所需的小尺寸样品。小尺寸样品抗水性试验可在密封的十几升或几十升密封小容器完成，操作过程中只需要针对操作台面作局部的、简单的屏蔽措施。采用小尺寸样品开展固化体抗水性安全表征具有操作方便，人员受照剂量低，二次废物少的特点，但是该表征技术最大的瓶颈是无法推广应用于实际200L或400L大体积废物固化体的性能表征。

国内较早运行核设施配套建设的废物处理设施产生的废物固化体性能并没有实施严格的质量控制和性能安全表征，且大多数废物固化体并没有 及时送交处置，目前仍暂存在在核电厂配套的废物贮存设施内，部分废物水泥固化体已暂存达20年之久，部分废物固化体包装容器表面已出现腐蚀和破损，内部的废物固化体性能是否满足相关标准要求，需开展200L或400L废物固化体性能安全表征，最关键的是开展固化体抗水性安全表征。比利时多尔(DOEL)核电厂暂存的1995年产生的含硼浓缩液废物固化体(400L)例行检查中也发现了固化体表面质量的明显变化(167个废物体中有126个发生变化)，需要通过大体积废物固化体性能表征对固化体质量作进一步评估。因此，有必要针对大体积废物固化体重新设计安全表征操作流程，研制适用的安全表征的试验装置和配套方法。

发明内容

针对现有技术中存在的需要，本发明的目的是提供用于安全表征大体积放射性废物固化体抗水性的试验装置和方法，该装置的模块化设计使得装置具有可拆装性和可移动性，易于实现大体积放射性废物固化体抗水性试验的各项操作，且装置的远距离操作控制和辐射防护屏蔽层设计，可实现操作过程的辐射防护最优化。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：用于安全表征大体积放射性废物固化体抗水性的试验装置，其包括具有吊钩的起吊机构、用于容置废物固化体样品的耐辐射透明浸泡容器以及远程控制夹具，所述耐辐射透明浸泡容器设在移动小车上；所述耐辐射透明浸泡容器的顶部设有顶盖，耐辐射透明浸泡容器的上部侧面设有进液口，耐辐射透明浸泡容器的下部侧面设有排液口，排液口连接有排液管路，排液管路上连接有与耐辐射透明浸泡容器上部连通的浸出液循环管路，浸出液循环管路上设有循环泵。

进一步，所述耐辐射透明浸泡容器的外表面敷设有铅屏蔽层；所述耐辐射透明浸泡容器内设有固定在耐辐射透明浸泡容器的底板上的若干废物固化体支撑件。

进一步，耐辐射透明浸泡容器的底部与移动小车的载物台之间设有防 震材料。

进一步，所述起吊机构为可移动液压起吊架。

进一步，所述试验装置还包括用于承载废物固化体样品的承载托盘，所述承载托盘包括法兰盘，法兰盘的盘面上均匀地设有若干牛眼轮，法兰盘的底部边缘均匀地设有若干万向轮。

本发明提供的上述试验装置进行大体积放射性废物固化体的抗水性安全表征的试验方法包括以下步骤：

(Ⅰ)获取得到废物固化体样品，借助于远程控制夹具将废物固化体样品通过吊装连接件连接到起吊机构的吊钩上，利用起吊机构将废物固化体样品转移至试验目的地，并将废物固化体样品竖直地吊离地面预定高度处；

(Ⅱ)将耐辐射透明浸泡容器移至步骤(1)中吊离地面的废物固化体样品的正下方，除去耐辐射透明浸泡容器的顶盖，通过起吊机构将废物固化体样品以一定速度投入到耐辐射透明浸泡容器内，然后借助于远程控制夹具卸去吊装连接件，盖上耐辐射透明浸泡容器的顶盖；