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CN112432876A - 放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法 - Google Patents

放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法 Download PDF

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CN112432876A
CN112432876A CN202011284465.6A CN202011284465A CN112432876A CN 112432876 A CN112432876 A CN 112432876A CN 202011284465 A CN202011284465 A CN 202011284465A CN 112432876 A CN112432876 A CN 112432876A
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CN
China
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radioactive waste
experimental system
quartz tube
pipeline
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CN202011284465.6A
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English (en)
Inventor
魏淑虹
钟香斌
张振楠
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
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Publication date
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Abstract

本发明公开了一种放射性废物的热降解实验系统,其包括:密封箱,密封箱内设有天平和驱动天平上下运动的升降滑轨;支架,设置于部分延伸至密封箱的石英管中,支架的一端设置于天平上,支架的另一端用于承载放射性废物并延伸至管式炉中;氮气源,通过管路分别密封连接密封箱和石英管;冷却装置,通过管路密封连接石英管,用于冷却来自石英管的热降解产物;以及抽真空装置,通过管路密封连接冷却装置,用于对热降解实验系统抽真空。此外,本发明还公开了一种利用本发明放射性废物的热降解实验系统进行变温或定温热降解测试的方法。

Description

放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法
技术领域
本发明属于热重分析技术领域,更具体地说,本发明涉及一种放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法。
背景技术
随着社会经济的不断发展,核电行业不断扩张,产生了大量的低放射性废物。如果放射性废物处置不当,会对环境产生危害。热解具有大幅减容、简化后续固化和封存、放射性核素的残渣较为稳定,以及将组分复杂的技术废物转变为组分稳定的可燃性气体和液体等优点,因此,在放射性废物的处理中获得广泛应用。
针对不同的热解研究,热重分析仪能够得到样品随温度变化的热分解效应,但是无法实现近工业化处置手段--定温热解,而普通固定床反应器则只能获得样品在定温反应条件下所释放的产物信息。
中国实用新型专利CN 204439488U公开了一种热重分析实验台,该实验台采用的称重方式为悬挂式,但是称重时悬挂丝线容易摇晃,不够稳定,特别是在反应剧烈的情况下,内部反应气流会产生急剧变化,导致坩埚和所悬挂的丝线产生震荡,从而导致称重不稳定。此外,由于气密性的原因,该实验台不能实现对产物信息的获取。
中国实用新型专利CN 204203026 U公开了一种热重分析炉的升降装置,包括:支撑体,一端伸入热重分析炉内部,并用于放置坩埚,另一端设置在电子分析天平上;升降平台,用于放置电子分析天平,且能够上下移动;升降结构,位于升降平台下方,用于使升降平台上下移动。但是,升降装置中的称重的传动模式不够快速与稳定。
有鉴于此,确有必要在现有技术基础上提供一种能获得放射性废物在定温热降解过程中实现实时稳定称重的放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法。
发明内容
本发明的目的在于:克服现有技术的不足,提供一种放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法,以在放射性废物定温热降解过程中实现实时稳定称重。
为了实现上述目的,本发明提供了一种放射性废物的热降解实验系统,其特包括:
密封箱,密封箱内设有天平和驱动天平上下运动的升降滑轨;
支架,设置于部分延伸至密封箱的石英管中,支架的一端设置于天平上,支架的另一端用于承载放射性废物并延伸至管式炉中;
氮气源,通过管路分别密封连接密封箱和石英管;
冷却装置,通过管路密封连接石英管,用于冷却来自石英管的热降解产物;以及
抽真空装置,通过管路密封连接冷却装置,用于对热降解实验系统抽真空。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述密封箱与石英管之间通过密封条密封。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述支架与石英管平行。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述升降滑轨采用直线滑动升降滑轨。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述支架为刚性支架。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述抽真空装置的抽气流量略小于氮气源的供气流量。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述冷却装置连接抽真空装置的出口处设有超细玻璃纤维无胶滤筒。
作为本发明放射性废物的热降解实验系统的一种改进,所述抽真空装置远离冷却装置一侧通过管路连接有用于收集气体产物的气袋。
为了实现上述发明目的,本发明还提供了一种利用本发明放射性废物的热降解实验系统变温热降解测试方法,其包括以下步骤:
通过氮气源向热降解实验系统通入氮气,打开抽真空装置,设置抽真空装置的抽气流量略小于氮气源的进气流量,排空管路内的空气;以及
称量好放射性废物的物料并置于支架上,利用升降滑轨将物料上升至管式炉中并开启炉体加热程序。
作为本发明变温热降解测试方法的一种改进,变温热解测试方法还包括:利用设置在抽真空装置远离冷却装置的一侧的气袋收集气体产物并分析。
为了实现上述发明目的,本发明还提供了一种利用本发明放射性废物的热降解实验系统定温热降解测试方法,其包括以下步骤:
通过氮气源向热降解实验系统通入氮气,打开抽真空装置,设置抽真空装置的抽气流量略小于氮气源的进气流量,排空管路内的空气;以及
设置管式炉加热程序,待管式炉的反应段内温度达到实验指定温度并稳定后,迅速将放射性废物的物料通过升降滑轨升入至管式炉中进行定温热降解。
作为本发明定温热降解测试方法的一种改进,变温热解测试方法还包括:利用设置在抽真空装置远离冷却装置的一侧的气袋收集气体产物并分析。
相对于现有技术,本发明放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法具有以下效果:称重过程稳定可靠;利用升降滑轨对放射性物料升降过程平稳快速,可近乎实现定温热反应过程的热重信息采集。使用支架承载物料,支撑杆采用耐高温的刚性管,轻便且不失稳定性,反应过程较为稳定。此外,对称重的天平利用密封箱与入口处密封,在出口处采用真空泵抽气方式,能保证反应炉内的气氛环境,又可同时对反应过程的产物进行收集与分析。因此,可实现对定温条件下的城市固废、生物质等样品的热解的质量变化信息、产物信息的获取。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本发明放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法进行详细说明,其中:
图1为本发明放射性废物的热降解实验系统的结构示意。
图2为本发明放射性废物的热降解实验系统中,升降滑轨、天平和支架的局部组装示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及其技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明,并非为了限定本发明。
请参照图1和2所示,本发明提供了一种放射性废物的热降解实验系统,其特包括:
密封箱20,密封箱20内设有天平40和驱动天平40上下运动的升降滑轨30;
支架50,设置于部分延伸至密封箱20的石英管60中,支架50的一端设置于天平40上,支架50的另一端用于承载放射性废物并延伸至管式炉70中;
氮气源10,通过管路分别密封连接密封箱20和石英管60;
冷却装置100,通过管路密封连接石英管60,用于冷却来自石英管60的热降解产物;以及
抽真空装置80,通过管路密封连接冷却装置100,用于对热降解实验系统抽真空。
根据本发明的一个实施方式,密封箱20与石英管60之间的接触通过密封条密封。支架50与石英管60平行,以确保升降过程中,不会导致天平40所承载的支架50触碰到石英管60的壁面。
根据本发明的一个实施方式,升降滑轨30采用直线滑动升降滑轨,需要保证快速并且稳定无振动的滑动,以确保放射性物料能快速到达反应区,实现定温目的。
根据本发明的一个实施方式,支架50为刚性支架,其底座应确保足够稳定,而支架杆则需耐高温且质量轻。
根据本发明的一个实施方式,抽真空装置80的抽气流量稳定无波动。实验过程中,抽真空装置80的抽气流量略小于氮气源的供气流量,使得入口处氮气压处于微正压状态,以防止空气渗入而导致反应段含有氧化性气体。
根据本发明的一个实施方式,冷却装置100连接抽真空装置80的出口处设有超细玻璃纤维无胶滤筒,用于防止可冷凝组分的大分子物质在未冷凝前流失。此外,抽真空装置80远离冷却装置100一侧通过管路连接有用于收集气体产物的气袋90。
利用本发明放射性废物的热降解实验系统变温热降解测试方法,其包括以下步骤:
通过氮气源10向热降解实验系统通入氮气,打开抽真空装置80,设置抽真空装置80的抽气流量略小于氮气源的进气流量,排空管路内的空气;以及
称量好放射性废物的物料并置于支架50上,利用升降滑轨30将放射性物料上升至管式炉70中并开启炉体加热程序。
利用本发明放射性废物的热降解实验系统定温热降解测试方法,其包括以下步骤:
通过氮气源10向热降解实验系统通入氮气,打开抽真空装置80,设置抽真空装置80的抽气流量略小于氮气源10的进气流量,排空管路内的空气;以及
设置管式炉70加热程序,待管式炉70的反应段内温度达到实验指定温度并稳定后,迅速将放射性废物的物料通过升降滑轨30升入至管式炉70中进行定温热降解。
可以理解的是,根据实际需要,定温和变温测试过程的热解液体产物可通过冷却器收集,而气体产物则用气袋收集,用以后续成分分析。此外,除了氮气源,也可以采用其他的惰性气体源。
结合以上对本发明实施方式的详细描述可以看出,相对于现有技术,本发明放射性废物的热降解实验系统和热降解测试方法具有以下效果:
利用升降滑轨30使放射性物料升降过程平稳快速,可近乎实现定温热反应过程的热重信息采集,称重过程稳定可靠。使
使用支架50承载放射性物料,支架50采用耐高温的刚性管,轻便且不失稳定性,反应过程较为稳定。
对称重的天平40利用密封箱与入口处密封,在出口处采用真空泵抽气方式,能保证反应炉内的气氛环境,又可同时对反应过程的产物进行收集与分析。因此,可实现对定温条件下的城市固废、生物质等样品的热解的质量变化信息、产物信息的获取。
根据上述原理,本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外,尽管本说明书中使用了一些特定的术语,但这些术语只是为了方便说明,并不对本发明构成任何限制。

Claims (12)

1.一种放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,包括:
密封箱,密封箱内设有天平和驱动天平上下运动的升降滑轨;
支架,设置于部分延伸至密封箱的石英管中,支架的一端设置于天平上,支架的另一端用于承载放射性废物并延伸至管式炉中;
氮气源,通过管路分别密封连接密封箱和石英管;
冷却装置,通过管路密封连接石英管,用于冷却来自石英管的热降解产物;以及
抽真空装置,通过管路密封连接冷却装置,用于对热降解实验系统抽真空。
2.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述密封箱与石英管之间通过密封条密封。
3.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述支架与石英管平行。
4.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述升降滑轨采用直线滑动升降滑轨。
5.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述支架为刚性支架。
6.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述抽真空装置的抽气流量略小于氮气源的供气流量。
7.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述冷却装置连接抽真空装置的出口处设有超细玻璃纤维无胶滤筒。
8.根据权利要求1所述的放射性废物的热降解实验系统,其特征在于,所述抽真空装置远离冷却装置一侧通过管路连接有用于收集气体产物的气袋。
9.一种利用权利要求1-8中任一项所述的放射性废物的热降解实验系统变温热降解测试方法,其特征在于,包括以下步骤:
通过氮气源向热降解实验系统通入氮气,打开抽真空装置,设置抽真空装置的抽气流量略小于氮气源的进气流量,排空管路内的空气;以及
称量好放射性废物的物料并置于支架上,利用升降滑轨将物料上升至管式炉中并开启炉体加热程序。
10.根据权利要求9所述的变温热降解测试方法,其特征在于,还包括:利用设置在抽真空装置远离冷却装置的一侧的气袋收集气体产物并分析。
11.一种利用权利要求1-8中任一项所述的放射性废物的热降解实验系统定温热降解测试方法,其特征在于,包括以下步骤:
通过氮气源向热降解实验系统通入氮气,打开抽真空装置,设置抽真空装置的抽气流量略小于氮气源的进气流量,排空管路内的空气;以及
设置管式炉加热程序,待管式炉的反应段内温度达到实验指定温度并稳定后,迅速将放射性废物的物料通过升降滑轨升入至管式炉中进行定温热降解。
12.根据权利要求11所述的变温热降解测试方法,其特征在于,还包括:利用设置在抽真空装置远离冷却装置的一侧的气袋收集气体产物并分析。
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