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.     

气隙式膜蒸馏处理模拟放射性废水

对采用自制气隙式膜蒸馏装置净化处理质量浓度为1g/L Sr2+和离子质量浓度均为10g/L的Co2+、Sr2+、Na+、Ca2+四种离子混合模拟放射性废水进行了研究。结果表明:膜蒸馏技术对1g/L Sr2+料液中Sr2+截留率可以达到99.999%以上,去污系数(DF)在105以上;处理离子质量浓度均为10g/L的Co2+、Sr2+、Na+、Ca2+四种离子混合料液时,膜蒸馏对Sr2+、Co2+截留率均接近100%,DF(Sr2+)达1×106,DF(Co2+)达1×107;料液温度和料液流速对膜通量有一定影响,无论是提高料液温度,还是增加料液流速,均可以有效提高膜通量。在保证净化效果的情况下,在料液温度75℃,料液流速7L/min时,处理1g/L Sr2+膜通量可以达到4.15kg/(m2·h)。对离子质量浓度均为10g/L的Co2+、Sr2+、Na+、Ca2+四种离子混合料液进行处理时,膜通量也达到3.88kg/(m2·h)。     

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。     

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。     

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.     

UF-RO膜组合工艺处理低放射性废水方法研究

根据高通量工程试验堆产生的低放废水中离子核素的特点,采用新型膜组合工艺分离技术进行高效处理试验堆低放射性废水的研究。通过配制含有Cs+、Sr2+、Co2+、Ni2+、Fe3+的低浓度模拟废水,依次研究压力、离子浓度、pH值、乙二胺四乙酸二钠(EDTA)等因素对膜处理模拟废液中各金属离子脱盐率的影响。实验结果表明:模拟废水在pH值等于7,加入1:2.5的0.15 mol/L EDTA条件下,用超滤-反渗透(UF-RO)膜组合工艺处理时,Cs+、Sr2+、Co2+、Ni2+、Fe3+的脱盐率均达到95%以上;放射性蒸残液用EDTA螯合后,通过UF-RO-RO处理,去污效率可达到95.7%。     

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。     

核电厂含硼放射性废液的反渗透处理研究

文章考察了采用两级反渗透装置、对含硼放射性废水进行处理时,该装置运行过程中脱盐、除硼、核素去除性能等的变化情况。结果表明,反渗透装置在运行过程中,需调节操作压力,以防止膜通量的不断降低;反渗透装置不仅具有优良的脱盐及除硼性能,其中总脱盐率和总除硼率分别保持在99.5%和84.3%以上,同时对废水中放射陛核素~(137)Cs和~(90)Sr具有很好的截留效果。     

气隙式膜蒸馏处理低放废液

低放废液在放射性废液里占有很大的比例,我国制定了严格的排放标准,尤其是对内陆核电站,需要选择更高效的处理技术,有必要研究膜蒸馏处理低放废液后的净化效果。基于气隙式膜蒸馏装置研究对模拟低放废水中微量的Sr~(2+)和Cs+的净化效果,以及温差和流速对净化效果的影响,对某乏燃料后处理厂里的低放废液进行处理。结果表明:膜蒸馏装置对微量的Sr~(2+)和Cs+平均截留率均大于99.99%,去污因子可以达到104量级以上;流速和温差对膜蒸馏装置的净化效果基本没有影响;对没有进行任何预处理后处理厂的低放废液,膜蒸馏装置连续处理4天多,处理后的馏出液的平均总α活度浓度为0.04Bq/L,平均总β活度浓度为15.13Bq/L,远低于该厂的排放标准。     

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。     

粉煤灰衍生介孔硅钙材料吸附去除Co(Ⅱ)及放射性过渡金属离子性能研究

针对含低水平放射性过渡金属离子废水的处理需求,本工作以Co(Ⅱ)为代表,研究了粉煤灰衍生介孔硅钙材料对Co(Ⅱ)的吸附去除性能。研究结果表明,高铝粉煤灰“预脱硅-碱石灰烧结提铝”工艺在预脱硅阶段产生的硅钙材料副产品,以水化硅酸钙（C-S-H(Ⅰ)）（钙硅原子摩尔比n(Ca)/n(Si)=0.98～1.00）为主要矿相,属于具有高比表面积（733 m²/g）且孔隙发达的介孔材料,同时,其具有良好的酸碱缓冲性能（pH=2～10）以及一定的阳离子交换性能（Ca²⁺/H⁺）。介孔硅钙材料在35～60℃对Co(Ⅱ)吸附容量最高可达209~296 mg/g,整个过程符合Langmuir单分子层化学吸附,为吸热反应,吸附可在3 h内快速达到平衡,吸附机理主要为离子交换（占84.5%）。而对实际核电站大修废水的吸附试验结果表明,对其中的放射性Co(Ⅱ)去除率大于98.6%,并且其他放射性过渡金属离子也得到去除。在当前放射性核素的水泥固化处置中,介孔硅钙材料不仅与水泥有较高的相容性从而实现放射性核素的高效稳定化,同时还可替代部分水泥从而实现固化产物的减量化,具有较好的环境和经济效益,因此,该介孔硅钙材料在放射性废水核素去除方面具有较大的资源化应用潜力。     

某同位素生产线放射性废气处理系统设计

为确保某同位素生产线项目产生的气态放射性流出物能满足排放标准,根据释放源项及气体流量,对比了加压衰变法与滞留床吸附法的优缺点。借鉴国内核电站放射性废气处理系统的工艺设计,提出了“碱洗+冷冻除湿+吸附干燥+活性炭滞留”联合工艺。文章中详细介绍了处理工艺流程、主要设备的参数设计及滞留床活性炭用量的优化计算,对废气处理装置的功能、系统流程、系统配置、布置方案等进行阐述,给出装置总体设计方案。装置设计完毕后进行了相应的试验,单床滞留时间4.6 h(以Kr-85计),优于设计值。干燥装置压降在216~274 Pa之间、滞留装置单床压降在183~310 Pa之间,均满足设计指标要求,在安全性、经济性和可实施性方面作到了较好的综合平衡。     

低放废水处理系统的恢复改造与运行

本文简述了对某停运多年的低放废水处理系统进行恢复与改造的基本原则、主要内容以及系统经恢复改造后的工艺流程和主要优点。在恢复与改造过程中,保留原有的混凝沉降、蛭石吸附、离子交换等处理工艺,采用膜反应器技术进行固液分离及泥浆浓缩。系统经恢复与改造后,系统运行稳定、流程通畅、性能可靠,操作安全便捷、生产能力为0.74～0.8m³/h,达到恢复改造要求。低放废水经系统处理后,总α及总β的去除率分别为99.65%和98.20%,达标排放。     

膜技术处理低浓度放射性废水研究的进展

介绍了目前国外采用膜技术处理低浓度放射性废水 (LLLW )研究的情况。内容包括铁絮凝沉淀 超滤、水溶性多聚物过滤 (PF)、化学预处理 微滤法、电化学离子交换法 (EIX)、支撑液膜法 (SLMs)、膜蒸馏法 (MD)等方法     

离子印迹技术在放射化学领域的应用

离子印迹技术(ion-imprinting technology,ⅡT)是以某一目标离子为模板,制备对该离子具有强结合能力和高选择性的功能聚合物,即离子印迹聚合物(ion-imprinted polymers,ⅡPs)的过程。ⅡPs在复杂体系中分离、富集特定金属离子方面具有独特的优势。放射化学领域涉及许多金属离子分离、富集的问题,其特点是目标离子浓度非常低、样品成分复杂且带有放射性,ⅡPs的特点使其在放射化学领域有很好的应用前景。本文在简述ⅡT的基本原理和ⅡPs制备方法的基础上,综述了ⅡT在放化分析、海水提铀、低放废液处理等放射化学领域所取得的进展,涉及的离子有UO_2~(2+)、Th~(4+)、Sr~(2+)、Cs~+、ZrO~(2+)和镧系金属离子。最后,本文还对ⅡT在放射化学领域更广泛的应用进行了分析和展望。     

模拟放射性含硼废液的水泥固化研究

为了比较硫铝酸盐水泥和普通硅酸盐水泥含硼废液的固化,为配方优化提供依据,研究采用两种配方对模拟放射性含硼废液进行水泥固化。测定了固化体28d抗压强度、抗浸泡性、抗冻融性和耐γ辐照试验后的强度损失,进行了模拟核素浸出试验,并对固化体水化产物进行XRD分析。结果表明,两种配方可有效固化模拟含硼废液,固化体28d抗压强度、各项试验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB14569.1—93的要求,试验所用的硫铝酸盐水泥配方对Cs＋的滞留能力优于普通硅酸盐水泥配方,固化体中的硼以B(OH)4－形式固溶在钙矾石中。     

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。