《一种放射性廢物處理方法及裝置》是中科華核電技術研究院有限公司和中國廣東核電集團有限公司於2011年3月16日申請的專利，該專利的申請號為201110062940X，公布號為CN102157215A，授權公布日為2011年8月17日，發明人是陳明周、呂永紅、劉夏傑、張臣剛、向文元、黃文有。
《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例公開一种放射性廢物處理方法及裝置，該方法包括：向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物，通過電極拉弧，在無機廢物上方形成熱電漿區域加熱投入的無機廢物形成熔池；開啟冷卻裝置，將爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；向爐體內投入放射性廢物，使放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體外；放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融後排出爐體。實施該發明提供的方法及裝置，爐體無需耐火材料，熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成凝殼，使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐壁，使裝置能夠處理多種廢物，使用壽命長，退役廢物量小。
2016年12月7日，《一种放射性廢物處理方法及裝置》獲得第十八屆中國專利優秀獎。
（概述圖為《一种放射性廢物處理方法及裝置》摘要附圖）
基本介紹
- 中文名：一种放射性廢物處理方法及裝置
- 公布號：CN102157215A
- 授權日：2011年8月17日
- 申請號：201110062940X
- 申請日：2011年3月16日
- 申請人：中科華核電技術研究院有限公司、中國廣東核電集團有限公司
- 地址：廣東省深圳市福田區上步中路科技大廈15層
- 發明人：陳明周、呂永紅、劉夏傑、張臣剛、向文元、黃文有
- Int.Cl.：G21F9/28(2006.01)I；G21F9/34(2006.01)I；H05H1/48(2006.01)I
- 代理機構：廣州三環專利代理有限公司
- 代理人：郝傳鑫、潘中毅
- 類別：發明專利
專利背景,發明內容,專利目的,技術方案,改善效果,附圖說明,技術領域,權利要求,實施方式,榮譽表彰,
專利背景
截至2011年3月，自20世紀60年代中國發展核軍事工業以來，特別是核電站的建造與運行，在核燃料循環、反應堆運行、乏燃料處理、核設施退役、放射性同位素以及其他核技術利用的過程中會產生大量放射性廢物。該放射性廢物中包括固體可燃性廢物（木頭、紙張、塑膠和衣服等），有機和無機淤積物，金屬和其他不可燃、非金屬廢物（絕熱材料、玻璃、土壤和混凝土等）放射性廢物。放射性廢物治理工作屬於核工業科研生產鏈中的一環，解決廢物治理方法和廢物出路問題是保證國土和環境安全的需要，也是核工業可持續發展的前提。
目前放射性廢物的處理方法通常為：分類——壓縮減容、水泥固化或者混凝土固定——包裝後送往暫存庫貯存——淺地層處置。該方法因技術成熟而被核工業單位，特別是核電站廣泛採用，但是處理工藝複雜、處理速度慢、廢物包容率低、壓縮後的廢物核素浸出率高。隨著中國核工業和核電事業的發展，放射性廢物的減容問題必將日益突出。
電漿危險廢物處理技術是環境界公認的最先進的無害化減容處理技術，可對危險化學品、持久性有機污染物（POPs）、廢農藥、焚燒灰渣、醫療廢物、放射性廢物等進行安全減容處理，且極少產生二次污染，已經得到中國國內外環保與衛生部門的高度重視，並在已開發國家已進入套用階段。電漿處理技術，是將表觀溫度高達10K的熱電漿作為熱源，對所有可燃或難燃、不燃的固體（或有機溶劑）廢物進行熔融——熱解處理。熱電漿的能量密度高，能夠在短時間內使無機廢物熔融、有機廢物熱解氣化。與其他減容處理技術相比，熔融——熱解處理可以顯著減少最終廢物的量，達到高減容比（處理前廢物量/處理後廢物量）。此外，熔融體經過冷卻後，可以得到化學穩定性、機械穩定性和熱穩定性卓越的固化體，將放射性核素穩定地封閉在固化體中，其核素浸出率極低，整備後即可處置，大大改變善了廢物包的安全性能。
但是，《一种放射性廢物處理方法及裝置》的發明人在實施該發明的過程中發現，2011年3月前的電漿危險廢物處理方法及裝置還是存在明顯的缺陷。
2011年3月前的電漿危險廢物處理裝置以一根石墨電極作為主電極，下電極為爐底電極，爐體內部有多層耐火材料、保溫材料為爐襯。雖然該裝置可以處理放射性廢物，然而由於該爐採用了爐底電極，因此會導致電弧爐常見的通病——底部電極消耗嚴重，底部電極氧化消耗後，由於無法更換，只能砸掉整個爐體重新砌爐。同時，因為該爐的爐體採用多層耐火材料、保溫材料為爐襯，爐襯直接接觸熔融體，導致放射性核素進入爐襯材料，造成爐襯的污染，擴大了污染範圍；而且此種爐型的爐體直接受到放射性廢物熔融體的侵蝕，特別是強酸、強鹼性放射性廢物的腐蝕，因而消耗快，使用壽命短。爐襯材料被熔融體侵蝕後只能打開爐膛重砌爐襯，增加操作人員受輻照的風險，爐襯消耗嚴重的甚至整個爐體退役報廢，產生大量二次廢物。
發明內容
專利目的
《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例所要解決的技術問題在於，提供一种放射性廢物處理方法及裝置，無需底部電極，爐體無需耐火材料和保溫材料，爐壁具有冷卻裝置，爐膛內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。
技術方案
《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供了一种放射性廢物處理方法，包括：
向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物，並通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱電漿區域；加熱投入所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物熔融並形成熔池；啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融後形成熔融體排出爐體。
其中，所述通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱電漿區域，包括：開啟電源，控制所述放射性廢物處理裝置的電極相互接觸並形成通路；所述電極由所述放射性廢物處理裝置的爐蓋或爐體上部插入爐體內；將相互接觸的電極拉開，使各電極之間形成電弧；並通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔，向爐體內輸入電漿工作氣體；所述電漿工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
其中，所述啟動冷卻裝置，將所述爐體保持在25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼，包括：在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融後，啟動冷卻裝置，從所述爐體的外部對其進行冷卻；電極繼續加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物保持熔融狀態；冷卻裝置將所述爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物溫度隨之下降，凝固形成1厘米~20厘米厚的凝殼。
其中，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融後形成熔融體排出爐體，包括：向爐體內投入待處理的放射性廢物；所述待處理的放射性廢物被所述熱電漿和熔池的高溫加熱，其有機成分被熱解氣化後排出爐體；其無機成分進入熔池；所述放射性廢物的無機成分進入熔池且未被融化時，聚集在熔池表面，形成一層冷帽；所述放射性廢物的無機成分進入熔池且被融化後形成熔融體排出爐體，經冷卻後形成性能穩定的固化體。
其中，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物包括：通過控制向爐體內投入待處理的放射性廢物的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度；當爐體內進料口溫度大於600℃時，加大投入待處理的放射性廢物的速度，增加覆蓋層厚度；當溫度小於250℃時，減少投入待處理的放射性廢物的速度，減少冷帽厚度。
其中，所述有機成分被熱解氣化後排出爐體之後，還包括：對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響後續的過濾器正常工作；濾去氣體中的顆粒物和氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；燃燒氣體中的可燃性氣體，並對所述燃燒後的氣體降溫，防止二惡英的生成；對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵，並將氣體重新加熱至露點以上；濾去氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；吸附重金屬、有機污染物，除去氮氧化物。
相應地，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例還提供了放射性廢物處理裝置，包括：爐體、與所述爐體扣合的爐蓋、從外部包裹所述爐體的冷卻裝置以及從所述爐蓋或爐體上部斜插入爐體的電極；所述爐體為無蓋圓柱型，由金屬材料製成，其中不添加耐火材料和保溫材料；該爐體用於容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；所述爐體底部設有熔融體排放口，用於將放射性廢物中無機成分熔融後形成的熔融體排出爐體；所述爐蓋上方設有進料口，用於向爐體內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；所述進料口周圍或爐體上部設有電極插入孔，用於供所述電極從爐蓋或爐體上部斜插入爐體內；所述爐蓋上還設有尾氣排放口，用於將放射性廢物的有機成分被熱解後形成的氣體排出爐體；所述冷卻裝置，用於在爐體內的熔池最初形成階段，在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時啟動，將所述爐體保持在25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；並在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體的溫度；所述電極在軸線方向上設有貫穿所述電極的通孔，所述通孔用於向爐體內輸入電漿工作氣體；所述電極用於在通電後形成電弧，加熱所述電漿工作氣體，在爐體內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
其中，所述爐體為無蓋圓柱型，其底部呈水平或中心向外突起的圓弧形；所述爐體底部中央設有熔融體排放口，該熔融體排放口為圓柱型或漏斗型。
其中，所述爐蓋上或爐體上部設有2~3個電極插入孔，每個電極插入孔有一個電極插入爐體內；各電極之間存在夾角，在電極向下運動至能夠相互接觸；所述爐蓋上或爐體上部的每個電極插入孔旁均設有一個電極驅動裝置，用於控制電極的上下移動及左右旋轉。
其中，若放射性廢物處理裝置採用兩個電極，則兩個電極的極性相反；若放射性廢物處理裝置採用三個電極，則一個電極與另外兩個電極的極性相反或三個電極接三相交流電源。
其中，所述爐蓋上還設有溫度檢測裝置和觀察窗；所述溫度檢測裝置用於檢測爐體內、熔池上方的溫度；所述觀察窗用於觀測熔池及放射性廢物的狀態。
其中，所述冷卻裝置包括：從外部包裹爐體外壁和底部的冷卻模組，設定於冷卻裝置冷卻劑進、出口的溫度感測模組，以及位於冷卻模組的冷卻劑進口處的流量控制模組；溫度感測模組用於感測冷卻劑的溫度；流量控制模組用於根據所述溫度感測模組所感測的冷卻劑的溫度，控制通過所述冷卻模組的冷卻劑的流量；冷卻模組包括內層、外層以及內外層之間用於容納冷卻劑的夾層空間構成；其外層上設有冷卻劑出口和冷卻劑入口。
其中，流量控制模組在爐體內的熔池最初形成，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，增大冷卻模組中的冷卻劑流量，將爐體保持在25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；流量控制模組在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物過程中，若所述溫度感測模組感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度高於80℃，則增大所述冷卻模組中的冷卻劑流量；若所述溫度感測模組感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度低於50℃，則減小所述冷卻模組中的冷卻劑流量。
其中，所述放射性廢物處理裝置還包括與尾氣排放口連線的尾氣處理設備，用於對爐體內排出的氣體進行進一步的淨化；該尾氣處理設備包括：依次連線的冷卻器、高溫過濾器、第一高效過濾器、二次燃燒室、熱交換器、洗滌塔、加熱器、第二高效過濾器、活性炭吸附塔、脫硝反應器；所述冷卻器用於對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響後續的過濾器正常工作；所述高溫過濾器用於濾去氣體中的顆粒物，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述第一高效過濾器用於濾去氣體中的氣溶膠顆粒，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述二次燃燒室用於燃燒氣體中的可燃性氣體；所述熱交換器用於對燃燒後的氣體降溫，防止二惡英的生成；所述洗滌塔用於對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵；所述加熱器用於將氣體重新加熱至露點以上；所述第二高效過濾器用於濾去氣溶膠顆粒，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述活性炭吸附塔用於吸附重金屬、有機污染物；所述脫硝反應器用於除去氮氧化物。
改善效果
實施《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，無需底部電極，爐體無需耐火材料和保溫材料，爐壁具有冷卻裝置，爐膛內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。
進一步的，該發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，在處理放射性廢物時，爐膛內熔池上方形成一層待處理物料的冷帽，能夠降低放射性核素向尾氣中的揮發，並降低處理過程中飛灰的產量，減輕尾氣淨化的壓力與成本。
進一步的，該發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，在處理放射性廢物時，熱電漿在電極與熔融體之間維持，熱電漿起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好。
進一步的，該發明實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入電漿工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。
附圖說明
圖1是《一种放射性廢物處理方法及裝置》提供的放射性廢物處理方法第一實施例流程示意圖；
圖2是該發明提供的放射性廢物處理方法第二實施例流程示意圖；
圖3是該發明提供的放射性廢物處理裝置第一實施例結構示意圖；
圖4是該發明提供的放射性廢物處理裝置的電極結構示意圖；
圖5是該發明提供的放射性廢物處理裝置第二實施例結構示意圖；
圖6是該發明提供的放射性廢物處理裝置具有兩個電極的示意圖；
圖7是該發明提供的放射性廢物處理裝置具有三個電極的示意圖；
圖8是該發明提供的放射性廢物處理系統結構示意圖；
圖9是該發明提供的放射性廢物處理方法第三實施例流程示意圖。
技術領域
《一种放射性廢物處理方法及裝置》涉及核廢料處理領域，尤其涉及一种放射性廢物處理方法及裝置。
權利要求
1.一种放射性廢物處理方法，其特徵在於，包括：向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物，並通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱電漿區域；加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物熔融並形成熔池；啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融後形成熔融體排出爐體。
2.如權利要求1所述的放射性廢物處理方法，其特徵在於，所述通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱電漿區域，包括：開啟電源，控制所述放射性廢物處理裝置的電極相互接觸並形成通路；所述電極由所述放射性廢物處理裝置的爐蓋或爐體上部插入爐體內；將相互接觸的電極拉開，使各電極之間形成電弧；並通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔，向爐體內輸入電漿工作氣體；所述電漿工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
3.如權利要求1所述的放射性廢物處理方法，其特徵在於，所述啟動冷卻裝置，將所述爐體保持在25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼，包括：在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融後，啟動冷卻裝置，從所述爐體的外部對其進行冷卻；電極繼續加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物保持熔融狀態；冷卻裝置將所述爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物溫度隨之下降，凝固形成1厘米~20厘米厚的凝殼。
4.如權利要求1所述的放射性廢物處理方法，其特徵在於，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物，使所述放射性廢物的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；所述放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融後形成熔融體排出爐體，包括：向爐體內投入待處理的放射性廢物；所述待處理的放射性廢物被所述熱電漿和熔池的高溫加熱，其有機成分被熱解氣化後排出爐體；其無機成分進入熔池；所述放射性廢物的無機成分進入熔池且未被融化時，聚集在熔池表面，形成一層冷帽；所述放射性廢物的無機成分進入熔池且被融化後形成熔融體排出爐體，經冷卻後形成性能穩定的固化體。
5.如權利要求4所述的放射性廢物處理方法，其特徵在於，所述向爐體內投入待處理的放射性廢物包括：通過控制向爐體內投入待處理的放射性廢物的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度；當爐體內進料口溫度大於600℃時，加大投入待處理的放射性廢物的速度，增加覆蓋層厚度；當溫度小於250℃時，減少投入待處理的放射性廢物的速度，減少冷帽厚度。
6.如權利要求1至5中任一項所述的放射性廢物處理方法，其特徵在於，所述有機成分被熱解氣化後排出爐體之後，還包括：對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響後續的過濾器正常工作；濾去氣體中的顆粒物和氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；燃燒氣體中的可燃性氣體，並對所述燃燒後的氣體降溫，防止二惡英的生成；對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵，並將氣體重新加熱至露點以上；濾去氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；吸附重金屬、有機污染物，除去氮氧化物。
7.一种放射性廢物處理裝置，其特徵在於，包括：爐體、與所述爐體扣合的爐蓋、從外部包裹所述爐體的冷卻裝置以及從所述爐蓋或爐體上部斜插入爐體的電極；所述爐體為無蓋圓柱型，由金屬材料製成，其中不添加耐火材料和保溫材料；該爐體用於容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；所述爐體底部設有熔融體排放口，用於將放射性廢物中無機成分熔融後形成的熔融體排出爐體；所述爐蓋上方設有進料口，用於向爐體內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；所述進料口周圍或爐體上部設有電極插入孔，用於供所述電極從爐蓋或爐體上部斜插入爐體內；所述爐蓋上還設有尾氣排放口，用於將放射性廢物的有機成分被熱解後形成的氣體排出爐體；所述冷卻裝置，用於在爐體內的熔池最初形成階段，在所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時啟動，將所述爐體保持在25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；並在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體的溫度；所述電極在軸線方向上設有貫穿所述電極的通孔，所述通孔用於向爐體內輸入電漿工作氣體；所述電極用於在通電後形成電弧，加熱所述電漿工作氣體，在爐體內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
8.如權利要求7所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，所述爐體為無蓋圓柱型，其底部呈水平或中心向外突起的圓弧形；所述爐體底部中央設有熔融體排放口，該熔融體排放口為圓柱型或漏斗型。
9.如權利要求7所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，所述爐蓋上或爐體上部設有2~3個電極插入孔，每個電極插入孔有一個電極插入爐體內；各電極之間存在夾角，在電極向下運動之能夠相互接觸；所述爐蓋上的每個電極插入孔旁均設有一個電極驅動裝置，用於控制電極的上下移動及左右旋轉。
10.如權利要求9所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，若放射性廢物處理裝置採用兩個電極，則兩個電極的極性相反；若放射性廢物處理裝置採用三個電極，則一個電極與另外兩個電極的極性相反或三個電極接三相交流電源。
11.如權利要求10所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，所述爐蓋上還設有溫度檢測裝置和觀察窗；所述溫度檢測裝置用於檢測爐體內、熔池上方的溫度；所述觀察窗用於觀測熔池及放射性廢物的狀態。
12.如權利要求7所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，所述冷卻裝置包括：從外部包裹爐體外壁和底部的冷卻模組，設定於冷卻裝置冷卻劑進、出口的溫度感測模組，以及位於冷卻模組的冷卻劑進口處的流量控制模組；溫度感測模組用於感測冷卻劑的溫度；流量控制模組用於根據所述溫度感測模組所感測的冷卻劑的溫度，控制通過所述冷卻模組的冷卻劑的流量；冷卻模組包括內層、外層以及內外層之間用於容納冷卻劑的夾層空間構成；其外層上設有冷卻劑出口和冷卻劑入口。
13.如權利要求12所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，流量控制模組在爐體內的熔池最初形成，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，增大冷卻模組中的冷卻劑流量，將爐體保持在25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；流量控制模組在所述放射性廢物處理裝置處理放射性廢物過程中，若所述溫度感測模組感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度高於80℃，則增大所述冷卻模組中的冷卻劑流量；若所述溫度感測模組感測到冷卻裝置出口處冷卻劑溫度低於50℃，則減小所述冷卻模組中的冷卻劑流量。
14.如權利要求7至13所述的放射性廢物處理裝置，其特徵在於，所述放射性廢物處理裝置還包括與尾氣排放口連線的尾氣處理設備，用於對爐體內排出的氣體進行進一步的淨化；該尾氣處理設備包括：依次連線的冷卻器、高溫過濾器、第一高效過濾器、二次燃燒室、熱交換器、洗滌塔、加熱器、第二高效過濾器、活性炭吸附塔、脫硝反應器；所述冷卻器用於對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響後續的過濾器正常工作；所述高溫過濾器用於濾去氣體中的顆粒物，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述第一高效過濾器用於濾去氣體中的氣溶膠顆粒，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述二次燃燒室用於燃燒氣體中的可燃性氣體；所述熱交換器用於對燃燒後的氣體降溫，防止二惡英的生成；所述洗滌塔用於對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵；所述加熱器用於將氣體重新加熱至露點以上；所述第二高效過濾器用於濾去氣溶膠顆粒，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；所述活性炭吸附塔用於吸附重金屬、有機污染物；所述脫硝反應器用於除去氮氧化物。
實施方式
參見圖1，為《一种放射性廢物處理方法及裝置》提供的放射性廢物處理方法第一實施例流程示意圖，如圖1所示：
在步驟S100，向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物。
在步驟S101，通過電極拉弧，在所述無機廢物的上方形成熱電漿區域。
在步驟S102，加熱所述爐體內的無機廢物，使所述無機廢物熔融並形成熔池。
在步驟S103，啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；
在步驟S104，向爐體內投入待處理的放射性廢物。
在步驟S105，所述放射性廢物中的有機成分被熱解，產生的氣體排出爐體；放射性廢物的無機成分進入熔池，熔融後形成的熔融體排出爐體。
實施《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融後，形成的固化體性能更加穩定。
參見圖2，為《一种放射性廢物處理方法及裝置》提供的放射性廢物處理方法第二實施例流程示意圖，在該實施例中，將更為詳細的描述該放射性廢物處理方法的流程，如圖2所示：
在步驟S200，向放射性廢物處理裝置的爐體內投入無放射性的無機廢物。
在步驟S201，開啟電源，控制所述放射性廢物處理裝置的電極相互接觸並形成通路；所述電極由所述放射性廢物處理裝置的爐蓋或爐體上部插入爐體內。
在步驟S202，將相互接觸的電極拉開，使各電極之間形成電弧；並通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔，向爐體內輸入電漿工作氣體，即採用接觸拉弧的方式啟動電極工作。
在該實施例中，從沿電極軸線方向的通孔中送入的電漿工作氣體量很少，爐內的熔池中以及熔池上方的爐膛空間氣流對流強度低，因而降低了氣流對放射性核素的夾帶，從而降低放射性核素的揮發，提高核素在熔融體中的捕集效率。
在步驟S203，電漿工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
在步驟S204，熱電漿區域使預先投入爐體內的無機廢物融化，在爐膛內形成熔池。進一步的，在處理放射性廢物時，熱電漿在電極與熔融體之間維持，熱電漿起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好。
在步驟S205，在熔池形成的最初階段啟動冷卻裝置，將所述爐體冷卻至25℃~150℃，使爐體內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼。
更為具體的，熔池形成後冷卻裝置從爐體的外壁和底部進行冷卻，使爐體內的熔池中靠近爐體內壁的熔融體溫度下降，附著在內壁上凝固形成凝殼，凝殼的存在使爐體內壁不會與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，同時也使爐體不受放射性廢物和熔融體的侵蝕。
在步驟S206，向爐體內投入待處理的放射性廢物，所述放射性廢物在所述熱電漿區域被熱解。進一步的，待處理的放射性廢物從爐蓋上方的進料口投入爐體內，待處理的放射性廢物徑直進入熱電漿區域，待處理的放射性廢物在此區域被熱解或熔融。需要說明的是，因為此前已經在爐體內投入無放射性的無機廢物並形成熔池，所以在本步驟中，放射性廢物在爐體內會被熱電漿和之前無放射性的無機廢物形成熔池加熱，此加熱方式比單純採用熱電漿加熱放射性廢物更為均勻。
在步驟S207，所述放射性廢物的有機成分被熱解後產生的氣體排出爐體；無機成分進入熔池，被熔融後形成熔融體排出爐體。更為具體的，放射性廢物的有機成分被熱解後，氣化成為小分子（主要是H2和CO）氣體，從放射性廢物處理裝置的尾氣排放口排出，排出後經過進一步的淨化後排放；放射性廢物中的無機成分被電漿的高溫熔融，放射性核素、重金屬等危險成分被溶解或者包容在熔融體中，熔融體從爐體底部的排放口排出，經冷卻後形成性能穩定的固化體，整備後處置。
進一步的，待處理的放射性廢物經過熱電漿區域後，其有機成分被熱解氣化後排出爐體；其無機成分進入熔池；部分放射性廢物的無機成分進入熔池時尚未被融化，其堆集在熔池表面，形成一層冷物料覆蓋層（冷帽）。
優選的，在投放放射性廢物過程中，通過控制放射性廢物向爐內進料的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度。更為具體的，當爐膛進料口附近溫度大於600℃時，應加大投料量，增加覆蓋層厚度；當爐膛進料口附近溫度小於250℃時，應減少投料量，適當減少覆蓋層厚度。當爐膛空間溫度控制在1000℃~1600℃，尾氣排放口附近的溫度控制在180℃~250℃時，可獲得理想的冷帽厚度。
冷帽可以捕獲處理過程中揮發的核素和產生的飛灰，使熔池中揮發出的放射性核素和處理過程中產生的飛灰被冷帽捕獲後重新進入熔池，降低處理過程中飛灰的產量，同時抑制放射性核素和重金屬向尾氣中揮發，減輕尾氣淨化的壓力與成本。
進一步的，放射性廢物被熱解氣化後排出爐體，還對排出爐體的氣體（尾氣）進行進一步淨化處理，包括：對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響後續的過濾器正常工作；濾去尾氣中的顆粒物和氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；燃燒氣體中的可燃性氣體，並對所述燃燒後的氣體降溫，防止二惡英的生成；對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵，並將氣體重新加熱至露點以上；濾去氣溶膠顆粒，將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內；吸附重金屬、有機污染物，除去氮氧化物。上述對尾氣的處理過程將尾氣中夾帶的顆粒重新送回爐體，減少揮發性核素和重金屬被尾氣夾帶，增加核素的捕集效率。
實施《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，爐膛內熔池上方形成一層冷物料覆蓋層（冷帽），能夠降低放射性核素向尾氣中的揮發，並降低處理過程中飛灰的產量，減輕尾氣淨化的壓力與成本。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，熱電漿在電極與熔融體之間維持，熱電漿起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融後，形成的固化體性能更加穩定。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入電漿工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。
參見圖3，為《一种放射性廢物處理方法及裝置》提供的放射性廢物處理裝置第一實施例結構示意圖，如圖3所示：該放射性廢物處理裝置包括：爐體1、與爐體扣合的爐蓋2、從外部包裹爐體的冷卻裝置4以及從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體的電極3。
爐體1為無蓋圓柱型，由金屬材料製成，其中不添加耐火材料和保溫材料；該爐體1用於容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；爐體1底部設有熔融體排放口11，用於將包裹有放射性廢物無機成分的熔融體中排出爐體1。
爐蓋2正上方設有進料口21，用於向爐體1內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；進料口21周圍或爐體1上部設有電極插入孔22，用於供電極3從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體1內；爐蓋2上還設有尾氣排放口23，用於將放射性廢物被熱解後其有機成分形成的氣體排出爐體1。
冷卻裝置4，用於在爐體1內的熔池最初形成階段，在爐體1內的無放射性無機廢物開始熔融時啟動，將爐體1保持在25℃~150℃，使爐體1內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；並在放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體1的溫度。
電極3在軸線方向上設有貫穿電極的通孔32（參見圖4，圖3中未示出），通孔32用於向爐體1內輸入電漿工作氣體；電極3用於在通電後形成電弧，加熱電漿工作氣體，在爐體1內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
實施《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法及裝置，無需底部電極，爐體無需耐火材料和保溫材料，爐壁具有冷卻裝置，爐膛內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融後，形成的固化體性能更加穩定。
參見圖5，為《一种放射性廢物處理方法及裝置》提供的放射性廢物處理裝置第二實施例結構示意圖，在該實施例中，將更為詳細的描述該放射性廢物處理裝置的結構，如圖4所示：該放射性廢物處理裝置同樣包括：爐體1、與爐體扣合的爐蓋2、從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體的電極3以及從外部包裹爐體的冷卻裝置4。
爐體1為無蓋圓柱型，由金屬材料製成，關鍵在於，爐體1中不添加耐火材料和保溫材料。該爐體1用於容納由無放射性的無機廢物熔融形成的熔池以及待處理的放射性廢物；爐體1底部設有熔融體排放口11，用於將包裹有放射性廢物無機成分的熔融體中排出爐體1。
更為具體的，爐體1為無蓋圓柱型，其底部12呈水平或中心向外突起的圓弧形；所述爐體底部12中央設有熔融體排放口11，該熔融體排放口11為圓柱型或漏斗型。
爐蓋2上方設有進料口21，用於向爐體1內投入無放射性的無機廢物和待處理的放射性廢物；進料口21周圍或爐體1上部設有電極插入孔22，用於供電極3從爐蓋2或爐體1上部斜插入爐體1內；爐蓋2上還設有尾氣排放口23，用於將放射性廢物被熱解後其有機成分形成的氣體排出爐體1。
優選的，爐蓋2上還設有備用口24以及溫度檢測裝置5，溫度檢測裝置5用於檢測爐體1內、熔池上方的溫度；備用口24可以作為觀察窗，用於觀察窗用於觀測熔池及放射性廢物的狀態，也可以作為氧氣或者空氣進口。
爐蓋2上或爐體1上部的電極插入孔22為2~3個，每個電極插入孔22有一個電極3插入爐體1內；各電極3之間存在夾角，在電極向下運動之能夠相互接觸。若該放射性廢物處理裝置採用兩個電極，則兩個電極的極性相反，其電極3的設定如圖6所示；若放射性廢物處理裝置採用三個電極，則一個電極與另外兩個電極的極性相反或三個電極接三相交流電源，其電極3的設定如圖7所示。進一步的，爐蓋2上或爐體1上部的每個電極插入孔22旁均設有一個電極驅動裝置31，用於控制電極3的上下移動及左右旋轉。
更為具體的，電極3在軸線方向上設有貫穿電極的通孔32（參見圖4，圖5中未示出），通孔32用於向爐體1內輸入電漿工作氣體；電極3用於在通電後將相互接觸的電極3拉開，使各電極3之間形成電弧；並通過在軸線方向上貫穿所述電極的通孔32，向爐體1內輸入電漿工作氣體，即採用接觸拉弧的方式啟動電極工作。電極3之間的電弧將加熱電漿工作氣體，在爐體1內的無機廢物上方形成熱電漿區域。
放射性廢物從進料口21進入爐體後，直接進入熱電漿區域，經熱解或者熔融後，其中的有機成分被熱解氣化成為小分子（主要是H2和CO）氣體，從放射性廢物處理裝置的尾氣排放口11排出，排出後經過進一步的淨化後排放；放射性廢物中的無機成分被熱電漿的高溫熔融，放射性核素、重金屬等危險成分被溶解或者包容在熔融體中，熔融體從爐體底部的排放口11排出，經冷卻後形成性能穩定的固化體，整備後處置。進一步的，在處理放射性廢物時，熱電漿區域在電極與熔融體之間維持，起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好
該實施例中，從沿電極軸線方向的通孔32中送入的電漿工作氣體量很少，爐內的熔池中以及熔池上方的爐膛空間氣流對流強度低，因而降低了氣流對放射性核素的夾帶，從而降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。
優選的，該實施例中的電極3採用碳素材料，其結構簡單，性能可靠，使用壽命長；同時電漿發生容易，可以在工作狀態連續接續，避免了對熱源部件水冷造成的能量損失和對電極的頻繁更換，能量利用效率更高，降低了生產成本，減少了維護工作量和工作人員受輻照的風險。
冷卻裝置4，在爐體1內的熔池最初形成階段時啟動，將爐體1冷卻至25℃~150℃，使爐體1內附著在內壁上的無機廢物凝固形成凝殼；並在放射性廢物處理裝置處理放射性廢物時控制爐體1的溫度。
更為具體的，所述冷卻裝置4包括：設定於冷卻裝置冷卻劑進、出口的溫度感測模組61、62，從外部包裹爐體外壁和底部冷卻模組，以及位於冷卻模組的冷卻劑入口41處的流量控制模組43。
溫度感測模組61、62用於感測冷卻劑的溫度；流量控制模組43用於根據所述溫度感測模組61、62所感測的冷卻劑的溫度，控制通過冷卻模組中的冷卻劑的流量；冷卻模組包括內層、外層以及內外層之間用於容納冷卻劑的夾層空間構成；其外層上設有冷卻劑出口42和冷卻劑入口41，冷卻劑出口42的位置高於冷卻劑入口41的位置。
更為具體的，流量控制模組43在爐體內的熔池最初形成，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，增大冷卻模組中的冷卻劑流量，將爐體保持在25℃~150℃，使爐體內的熔池中靠近爐體內壁的熔融體溫度下降，附著在內壁上凝固形成凝殼，凝殼的存在使爐體內壁不會與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，同時也使爐體不受放射性廢物和熔融體的侵蝕。
流量控制模組43在放射性廢物處理裝置處理放射性廢物過程中，若溫度感測模組62感測到爐體溫度高於80℃，則增大冷卻模組中的冷卻劑流量；若溫度感測模組62感測到爐體溫度低於50℃，則減小冷卻模組42中的冷卻劑流量。
進一步的，該實施例提供的放射性廢物處理裝置還包括與尾氣排放口23連線的尾氣處理設備（如圖8所示），用於對爐體內排出的氣體進行進一步的進化。該尾氣處理設備包括：依次連線的冷卻器70、高溫過濾器71、第一高效過濾器72、二次燃燒室73、熱交換器74、洗滌塔75、加熱器76、第二高效過濾器77、活性炭吸附塔78、脫硝反應器79。
冷卻器70用於對排出爐體的氣體進行降溫，防止其溫度過高影響後續的過濾器正常工作。
高溫過濾器71用於濾去尾氣中的顆粒物，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內。
第一高效過濾器72用於濾去尾氣中的氣溶膠顆粒，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內。
二次燃燒室73用於燃燒氣體中的可燃性氣體。
熱交換器74用於對燃燒後的氣體降溫，防止二惡英的生成。
洗滌塔75用於對氣體進一步降溫、除酸、除去灰塵。
加熱器76用於將氣體重新加熱至露點以上。
第二高效過濾器77用於濾去氣溶膠顆粒，並通過進料口將其送回放射性廢物處理裝置的爐體內。
活性炭吸附塔78用於吸附重金屬、有機污染物。
脫硝反應器79用於除去氮氧化物。
在尾氣處理設備中，尾氣中夾帶的顆粒重新送回爐體，減少揮發性核素和重金屬被尾氣夾帶，增加核素的捕集效率。經過尾氣處理設備處理過的尾氣，確保對環境無害，可以通過煙囪直接排放。
實施《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理裝置，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理裝置，在處理放射性廢物時，熱電漿在電極與熔融體之間維持，熱電漿起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融後，形成的固化體性能更加穩定。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理裝置，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入電漿工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。
參見圖9，為《一种放射性廢物處理方法及裝置》提供的放射性廢物處理方法第三實施例流程示意圖，在該實施例中，將結合如圖8所示的放射性廢物處理系統，說明該放射性廢物處理方法的具體過程。
在步驟S300，通過進料口21向放射性廢物處理裝置的爐體1內投入無放射性的無機廢物。
在步驟S301，開啟電源，通過電極驅動裝置31控制放射性廢物處理裝置的電極3向下運動至相互接觸並形成通路。
在步驟S302，通過電極驅動裝置31將相互接觸的電極3拉開，使各電極3之間形成電弧；電極3之間的距離可以通過電極驅動裝置31進行調節，但應保證電極之間不斷弧。同時，通過在電極3軸線方向上的通孔32，向爐體1內輸入電漿工作氣體，即採用接觸拉弧的方式啟動電極工作。
在步驟S303，電漿工作氣體在電弧作用下被加熱，在爐體內的無機廢物上方形成熱電漿區域，使預先投入爐體內的無機廢物融化，在爐體1的爐膛內形成熔池。
在步驟S304，在熔池形成的最初階段，還未投入放射性廢物，且所述爐體內的無放射性無機廢物開始熔融時，流量控制模組43增大流入冷卻模組的冷卻劑的流量，將所述爐體保持在25℃~150℃，使爐體內的熔池中靠近爐體內壁的熔融體溫度下降，附著在內壁上凝固形成凝殼，隔絕爐體內壁與熔融體的接觸。
在步驟S305，通過進料口21向爐體1內投入待處理的放射性廢物，待處理的放射性廢物徑直進入熱電漿區域，並在熱電漿區域被熱解或熔融。進一步的，待處理的放射性廢物經過熱電漿區域後，其無機成分進入熔池；部分放射性廢物的無機成分進入熔池時尚未被融化，聚集在熔池表面形成一層冷帽。冷帽可以捕獲處理過程中揮發的核素和產生的飛灰，使熔池中揮發出的放射性核素和處理過程中產生的飛灰被冷帽捕獲後重新進入熔池，降低處理過程中飛灰的產量，同時抑制放射性核素和重金屬向尾氣中揮發。
所以在《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例中，在投放放射性廢物過程中，通過控制放射性廢物向爐內1進料的速度，控制爐膛內熔池上方形成的冷帽厚度。更為具體的，通過溫度檢測裝置5以及觀察窗可以獲知熔池上方冷帽的狀況。當爐膛空間溫度大於600℃或觀察到冷帽較薄時，應加大投料量，增加覆蓋層厚度；當爐膛空間溫度小於250℃或觀察到冷帽較厚時，應減少投料量，適當減少覆蓋層厚度。
在步驟S306，放射性廢物被熱解後的有機成分被熱解氣化後通過尾氣排放口23排出爐體，進行進一步進化後排放。放射性廢物中的無機成分被電漿的高溫熔融，放射性核素、重金屬等危險成分被溶解或者包容在熔融體中，熔融體從爐體底部的排放口排出，經冷卻後形成性能穩定的固化體，整備後處置。
實施《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在熔池形成的最初階段，冷卻裝置使爐體內的熔融體在臨近爐內壁的區域凝固，形成一層“凝殼”，“凝殼”的存在使爐壁不與熔融體直接接觸，防止放射性核素污染爐體，並且使爐體不受處理對象和熔融體的侵蝕，因而裝置的耐腐蝕性更強，使該專用裝置特別適合處理核工業產生的包括強酸性、強鹼性等在內的腐蝕性極強的廢物。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，爐膛內熔池上方形成一層待處理物料的冷帽，能夠降低放射性核素向尾氣中的揮發，並降低處理過程中飛灰的產量，減輕尾氣淨化的壓力與成本。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，熱電漿在電極與熔融體之間維持，熱電漿起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻。同時，放射性廢物的有機成分和無機成分被分離，且無機成份經過高溫熔融後，形成的固化體性能更加穩定。
進一步的，《一种放射性廢物處理方法及裝置》實施例提供的放射性廢物處理方法，在處理放射性廢物時，從沿電極軸線方向的通孔送入電漿工作氣體量很少，可以降低放射性核素的揮發，提高核素在產物固化體中的捕集效率。同時，熱電漿在電極與熔融體之間維持，熱電漿起到了對熔池的攪拌作用，使得熔融體更加均勻，產物固化體的性能更好。
榮譽表彰
2016年12月7日，《一种放射性廢物處理方法及裝置》獲得第十八屆中國專利優秀獎。
