超低压反渗透工艺处理模拟放射性含钴废水

核电厂运行、维护和退役产生的放射性废水对社会环境和生命健康安全有严重危害。采用中试装置(144 L/h)研究了超低压反渗透(ULPRO)工艺对模拟放射性废水中目标核素钴(Co)的去除效果,确定了操作压力、回收率、进水浓度、共存离子及天然有机污染物对其影响规律。结果表明,Co去除率与操作压力正相关、与回收率负相关,随进水浓度增大而后恒定在99.5%,10 mg/L为其变化的临界浓度;共存离子仅Ca²⁺会抑制Co的去除,其他离子的促进作用强弱排序为Na⁺>Mg²⁺,SO₄^2->Cl^->NO₃^-;有机物污染造成膜通量下降9.4%,但Co去除率增大至99.97%。实验验证了ULPRO工艺处理模拟放射性含Co废水运行效果稳定、去除率高,可为工业应用提供指导。     

反渗透处理模拟含硼放射性废水的实验研究

采用小型反渗透装置,对反渗透处理模拟含硼放射性废水的性能进行实验研究。结果表明:提高废水的pH值、增大操作压力和降低回收率都可以改善反渗透对硼酸、放射性核素和盐分的截留效果,尤其以提高pH最为显著。当调节模拟废水的pH至9.0以上时,反渗透处理能够将出水中的硼浓度降低到5 mg/L以下,同时对模拟放射性核素铯和钴有很好的截留效果。     

超滤预处理模拟放射性废水的实验研究

为了研究膜法放射性废水处理系统中超滤预处理单元对放射性废水的净化效果,在实验室采用小型超滤装置,配制含有铁、钴、锰和镍等非放射性核素的模拟放射性废水进行超滤处理实验.实验结果表明:在偏碱性条件下,超滤对模拟废水中的核素均具有较好的截留效果;在废水pH值分别为3.7、9.5、9.2和9.0时,对Fe3+、Co2+、Mn2+、Ni2+的截留率都在95％以上,pH值对于4种核素截留效果的影响是由其水解能力的差异造成的.     

反渗透法处理放射性废水的安全性分析

反渗透放射性废水处理系统的预处理系统工作方式为"叠片式过滤+超滤",其安全性分析和评估内容包括:工艺设备的可靠性、运行维护的安全性和退役安全性,以及反渗透膜组件的辐射安全估算。分析表明:通过合理的工艺设计可以保证反渗透系统的安全可靠,反渗透膜表面的剂量当量率小于0.04 mSv/h,能够保证操作人员的安全。     

反渗透技术处理模拟核电站放射性废水中的钴

选用聚酰胺反渗透膜处理模拟核电站中低放射性废水。考察了核电站中低放射性废水中主要存在的金属离子Na+、Ca2+在不同pH值及不同操作压力下对废水中钴离子的截留率及膜通量的影响。研究表明,核电站放射性废水中含有的Na+、Ca2+会降低反渗透对钴的截留率,且Ca2+对钴截留率的影响要大于Na+对钴截留率的影响。得到较优的实验条件为:在pH=10、压力大于1 MPa时,对模拟废水中钴的截留率稳定保持在98%以上。反渗透技术可以有效地去除核电站放射性废水中的钴元素,并且可以获得稳定的膜通量。     

反渗透对模拟放射性废水中钴的截留性能研究

为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,在小型装置上对配制的含钴模拟废水进行处理实验.结果表明,反渗透对钴的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,与反渗透脱盐率也没有直接的关系.在实验条件下,反渗透对废水中钴的截留率达95％以上,能够满足处理核动力装置放射性废水的需要.     

反渗透对模拟放射性废水中镍的截留性能研究

为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,配制含镍的模拟废水在小型装置上进行处理实验。结果表明:反渗透对于镍的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,且与反渗透脱盐率之间也没有直接的关系,在实验条件下反渗透对废水中镍的截留率在95%以上,能够满足压水堆放射性废水处理的要求。     

反渗透技术在放射性废水处理中的应用进展

针对传统的蒸发和离子交换工艺处理放射性废水工作中存在的问题,提出采用反渗透分离技术处理低水平放射性废水,综述反渗透技术在放射性废水处理中的研究和应用进展,并指出反渗透技术在放射性废水处理中的重要性。     

含活化产物放射性废水的胶束强化超滤处理研究

以含活化腐蚀产物废水中镍(Ni)为去除对象,采用十二烷基苯磺酸钠(SDBS)和辛基酚聚氧乙烯醚(TritonX-100)复配形成胶束,研究胶束强化超滤(MEUF)处理含活化腐蚀产物废水的效果。结果表明:TritonX-100和SDBS复配的MEUF过程对含活化腐蚀产物废水中Ni2+的截留效果受到复配比、表面活性剂用量和pH的影响。保持复配比为0.1,在pH大于9.0时,MEUF对Ni2+的截留率可达95%。     

超滤在放射性废水处理中的应用进展

介绍了目前国外采用超滤技术处理放射性废水的研究应用情况。研究内容包括絮凝沉淀一超滤、无机离子吸附剂离子交换一超滤、水溶性多聚物络合一超滤等三种强化超滤技术来脱除废水中的放射性核素。国外核电厂废水处理设施在原设计基础上改进预处理工艺和深度净化工艺,以超滤作为关键的预处理手段.联合离子交换或反渗透技术来处理放射性废水,进一步降低了二次废物体积和放射性浓度,获得了很好的经济效益和社会效益,这些革新性的放射性废水处理技术可为我国核设施放射性废水处理提供新的思路。     

压水堆核电厂模拟含硼废液反渗透浓缩试验研究

采用中试规模反渗透试验装置,在浓水全回流的运行模式下,研究了反渗透系统在压水堆核电厂放射性废液处理中的应用。重点考察了该系统对模拟废液中硼的截留效果,并进一步研究了反渗透水处理工艺对模拟放射性核素的截留效果。结果表明,海水型聚酰胺复合膜对原水中硼的截留率可达83.3%以上,并将原水中硼浓度浓缩至10 000mg/L以上。试验结果同时表明,上述试验装置对于核素如钴和铯的截留率可达97.9%以上。     

放射性废水膜处理工艺中试实验研究

采用处理量为200L/h的膜处理中试实验装置研究了硅藻土过滤器+两级反渗透膜+离子交换系统在放射性废水处理中的应用,重点考察了各级出水电导率和放射性活度的去除效率,并比较了不同进水水质时出水的电导率和放射性活度变化。实验结果表明,第一级和第二级反渗透膜对放射性核素的去除效率为95%～98%,两级反渗透膜的总去除效率大于99.9%。实验结果同时表明,对于放射性活度浓度为32290Bq/L的原水经上述系统处理后其放射性活度浓度低于1.1Bq/L。     

直接接触式膜蒸馏技术处理模拟放射性废液

采用聚丙烯中空纤维膜开展直接接触式膜蒸馏(DCMD)过程处理模拟放射性废液的研究,主要考察了料液温度、冷却水温度、料液流速以及冷却水流速的变化对膜通量和目标元素(Sr(Ⅱ)、Co(Ⅱ)和Cs(Ⅰ))截留效果的影响,并探讨了DCMD过程的传质传热机理。考察的四个运行参数中,料液温度的变化对膜通量的影响最大,料液温度由40℃增加至80℃,膜通量由2.7L/(m²·h)增加至29.2L/(m²·h)。此DCMD过程中,水蒸气在膜孔内的传质机理以努森-分子扩散为主,传质阻力主要来自于膜本身。在考察的料液温度(40～80℃)、冷却水温度(10～30℃)、料液流速(425～1 450mL/min)和冷却水流速(75～600mL/min)范围内,DCMD过程对Sr(Ⅱ)、Co(Ⅱ)和Cs(Ⅰ)的去污因子(DF)均保持在105以上。结果表明:DCMD过程对模拟放射性废液具有良好的处理效果,可作为一种新的放射性废液处理技术。