【技术实现步骤摘要】
本专利技术属于重水堆处置坑内废滤芯处理，具体涉及一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法及装置。
技术介绍
1、重水堆核电站，如从加拿大引进的2台700mwe级candu-6型加压重水反应堆。每台机组有7个系统安装有水过滤器，水过滤器是核岛放射性水处理系统中的重要设备，在反应堆一回路和相关系统用水工艺中，过滤悬浮物等杂质，保证机组和相关系统稳定运行；在一回路排污系统、废液处理系统等排水工艺中，降低废液放射性及化学成分含量，保证废液排放满足当地环保政策。
2、过滤器滤芯定期或压差达到设定值时都需要更换，根据电站规定，废过滤器滤芯(下文简称“废滤芯”)的接触剂量率大于2msv/h就需要装入屏蔽容器转运到废物暂存库暂存。暂存方式为废滤芯竖直放置于暂存库地下处置坑内，处置坑上部加盖顶盖实现对废滤芯的密封暂存。
3、由于暂存库内暂存的废滤芯具有较高的剂量率并含有大量的氚水，故人员无法直接近距离接触和处理废滤芯，且任何废滤芯的处理方法都需要打开处置坑顶盖将废滤芯移出处置坑，这势必会造成氚水的外溢并对环境和人员造成辐射危害。
技术实现思路
1、针对现有技术中存在的缺陷，本专利技术的目的是提供一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法及装置，以实现废滤芯在处置坑内的安全处理。
2、为达到以上目的，本专利技术采用的技术方案是：一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法，包括步骤：打开待处理废滤芯处置坑的顶盖，对废滤芯进行称重后，密封关闭处置坑；确定分子筛用
3、进一步，所述进行处置坑及分子筛的密封性检测具体为：先向处置坑内充入氮气，并静置预定时间，观察处置坑内的压力变化判断是否密封，若处置坑内压力保持恒定，则再向氚吸附装置内充入氮气，同样静置预定时间，通过观察氚吸附装置内的压力是否保持恒定判断其密封性。
4、进一步，所述预定时间为2h。
5、进一步，所述处置坑内充入的氮气为0.2±0.02kpa，氚吸附装置内充入的带起为0.1±0.02kpa。
6、进一步，所述持续对处置坑进行加热时，控制处置坑内温度保持在预定温度的范围内。
7、进一步，所述预定温度为120±5℃。
8、进一步，所述记录分子筛重量至无变化具体为：稳定加热至氚吸附装置内的分子筛重量45min内记录值无变化，其中，记录间隔为15min。
9、进一步，所述废滤芯除氚完成后，还包括步骤：将处理后的滤芯暂存于处置坑内或运送至指定地点检测送处，并将氚吸附装置内的分子筛装入废物桶内密封暂存或水泥固定处理。
10、本专利技术还提供一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除装置，包括：密封模块，用于打开待处理废滤芯处置坑的顶盖，对废滤芯进行称重后，密封关闭处置坑；用量确定模块，用于确定分子筛用量，将分子筛装入氚吸附装置并与处置坑连通，实时记录分子筛重量；检测模块，用于进行处置坑及分子筛的密封性检测；加热模块，用于持续对处置坑进行加热，使含氚蒸汽通过氚吸附装置内的分子筛；记录模块，用于记录分子筛重量至无变化时，废滤芯除氚完成。
11、进一步，所述重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除装置还包括外接气瓶，用于向处置坑及氚吸附装置内充入氮气；所述加热模块设置于处置坑内废滤芯的四周；所述重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除装置的出气口处还设置有过滤器，用于对排放的气体进行过滤。
12、本专利技术的效果在于：在满足目前核电厂暂存库中处置坑顶盖对废滤芯密封暂存功能的基础上，可在不移动废滤芯的暂存过程中，对处置坑内的废滤芯开展除氚处理，处理后可大大降低废滤芯的氚水含量，使其符合相关的处理或处置要求，实现废滤芯在处置坑内的安全处理，显著减少废滤芯内氚水含量和降低其接触剂量率，为废滤芯的后续处理或处置接收提供基础。
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1.一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法，其特征在于，包括步骤：
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【技术特征摘要】
1.一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法，其特征在于，包括步骤：
2.如权利要求1所述的一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法，其特征在于：
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4.如权利要求2所述的一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法，其特征在于：
5.如权利要求1所述的一种重水堆处置坑内废过滤器滤芯残留氚去除方法，其特征在于：
【专利技术属性】
技术研发人员：赵帅维，陆丽燕，王浩，闫晓俊，毛亮，张斌，戈建安，高超，李洪辉，郑博文，郭喜良，
申请(专利权)人：中国辐射防护研究院，
类型：发明
国别省市：
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