[发明专利]一种放射性厂房烟囱内部废弃金属管道切割装置

说明书

本发明涉及放射性厂房烟囱退役领域，一种放射性厂房烟囱内部废弃金属管道切割装置，包括固定环，固定环上安装有可转动的内齿圈，内齿圈与转环连接，固定环上安装有至少两个用于抱紧烟囱管道的夹紧装置，转动环上安装有至少一个用于切割烟囱管道的切割装置。本发明采用夹持机构及切割机构同时工作进行管道切除，管道切割完成后切除的管道被夹持机构定位，简化了后续的吊装运输过程。

技术领域

本发明涉及放射性厂房烟囱退役领域，具体是指一种放射性厂房烟囱内部废弃金属管道切割装置。

背景技术

放射性厂房烟囱是核设施的重要配套设施，主要用于气态流出物的排放。排风烟囱在核设施运行过程中，会不可避免地受到放射性污染。因此，当这类烟囱面临退役时，需要同时考虑工业安全与辐射安全，这对退役活动带来了极大挑战。

早在上世纪，国内821厂及中国核动力研究设计院等多家涉核单位，建立了多座高架烟囱用于排放放射性废气。虽然通过烟囱排放的气体中放射性比活度及排放活度总量满足国家规定的排放标准，但长年累月中烟囱壁面不可避免地沉积了不定量的放射性核素，其放射性比活度及热点分布尚不知晓，这给烟囱退役工程的综合评估以及技术方案的制定带来了极大难度。

典型的放射性厂房烟囱高度不低于120m，底部外径近15m，顶部口径约5m，烟囱底部壁厚约700mm，顶部壁厚约200mm。烟囱主体为锥形钢筋混凝土结构，烟囱内壁通常覆盖有一定厚度的耐酸砂浆或沥青，个别烟囱内部同心布置有内径约600mm的钢管，用于分割工艺排气与厂房排气，且钢管与烟囱内壁设有多点周向支持。烟囱外壁装有金属爬梯及平台，但多年失修，爬梯、平台基本不能使用。倘若在传统非核工业中，对于这类复杂结构的烟囱，通常采用简单高效的爆破方式对烟囱进行拆除。然而，在涉核领域，烟囱退役前必不可少的程序包括：源项特性调查、烟囱去污、烟囱拆除、后处理等，整个过程中需要最大程度地减少放射性核素的外扩散，保障退役人员安全，拆除、去污工艺应当尽可能降低二次废物的产生，减少放射性废物对环境和我们今后发展造成的影响。

然而，当前国内烟囱退役技术研究尚处于起步阶段，对放射性烟囱源项分布特性的认识还不清晰，有关放射性烟囱去污、切割拆除等关键技术的研究国内外未见报道，缺乏工程试验指导烟囱退役。

放射性厂房烟囱退役涉及核物理、放射化学、辐射防护、环境科学等多领域学科，具有技术复杂、不确定因素多等特点。与核大国相比较，我国核设施退役起步较晚，放射性厂房烟囱退役刚处于起步阶段。经调研，对于放射性厂房钢筋混凝土排风烟囱的退役，我国目前尚未开展过相关技术研究，缺乏可供参考的试验及工程经验。而在传统非核工业烟囱拆除/退役方面，我国还主要以定点爆破技术为主，爆破产生的粉尘难以得到有效的控制。因此，传统烟囱退役技术的参考价值不高。

国外核工业发展较早，在放射性烟囱退役方面，已经开展过工程实例。国外相关资料报道了一些放射性厂房烟囱去污、拆除方案，而对于烟囱的源项调查没有作过多的介绍。

1990年以来，加拿大原子能有限公司(AECL)已经完成国家研究试验堆(NRX)通风烟囱的退役和Whiteshell 1#反应堆烟囱高度缩减工程。

NRX通风烟囱为钢筋混凝土结构，高60m，底部外径为3.4m，壁厚0.4m，顶部外径为1.5m，壁厚0.1m。运行事件造成了裂变产物在烟囱内表面的沉积。源项调查结果表明，混凝土中主要污染核素为¹³⁷Cs，活度浓度为50000Bq/g；α污染主要来自Pu，活度浓度为100Bq/g；β污染水平为18000Bq/g。该烟囱采取的退役策略是先采用电锯切割，后用喷砂和琢磨去污。结果表明，超过90％的污染存在于烟囱内壁表层1.5mm以内，在接口周围更深。电锯的切割操作需要用水作为润滑剂，因此配备了一个循环水供应系统，使产生的二次废液最小化。整个过程共产生800L废液和400L泥浆，废液通过现场的排水系统处理，泥浆经固化后储存在废物库中。烟囱拆除后运至废物储存库暂存。