研究堆放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺设计方案研究

通过对核电站放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺参数的比较,介绍了研究堆放射性湿废物处理系统废物桶内处理工艺设计方案以及在湿废物桶内处理工艺设计中遇到的重点、难点,并对这些重点、难点的解决方案进行了探讨。该方案在保证工作人员人身安全的前提下,更能适合研究堆的湿度物处理。     

模拟放射性废水的超滤+反渗透处理工艺

研究了超滤 反渗透(UF RO)新工艺在含钚低水平放射性废水处理中的应用,膜分离系统采用中空纤维式超滤和卷式反渗透联合组件.实验探索了不同工艺参数对废水处理的去污效率和体积减容倍数的影响,结果表明,作为新型膜分离系统,在料液pH=10时其去污效率达到99.94%,体积减容倍数达到12.5,为放射性废水的体积最小化提供了新的处理工艺.     

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.     

含铯废水膜处理工艺中吸附剂的选择

在含铯废水无机离子交换吸附-微滤膜处理工艺的吸附剂研究中,以134Cs为示踪剂研究了蒙脱石、蛭石及亚铁氰化锌钾对Cs的吸附效果以及体系各种因素对吸附的影响。依据研究结果,结合絮凝沉淀和中空纤维膜微滤一体化处理工艺（CMF）运行参数,从中筛选出亚铁氰化锌钾作为含铯废水膜处理工艺中的吸附剂,初步确定吸附剂投加量为0.33g/L。     

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)。     

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     

低浓度放射性废水的连续监测

本文介绍了低浓度放射性废水连续监测的设计原理，评论和新一代仪器简述，特别是秦山核电厂和Ｐ３００工程使用的低放水连续监测仪，其在标定试验时除可用初级放射源＾１３７Ｃｓ标准溶液进行了标定外，还８设有用次级固体源＾１３７Ｃｓ模拟点源进行标定的功能；又有可在控制室进行远距离操作的检查源机构，容器与样品水接触的表面材料一律采用不锈钢，容器和铅屏蔽均设计成可拆卸形式；入水口设计成使样品水在容器内呈一边旋转一边     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

离子浮选法处理放射性废水

运用离子浮选法处理铀同位素生产和研究设施退役过程中产生的化学清洗剂废水不受有机物的影响，该方法适宜对成分复杂的放射性废水进行处理．并可回收铀。通过分析影响离子浮选效果的主要因素，获取了方法的最佳参数。用该方法处理后的废水体积可望减少99％而使放射性废物达到最少化。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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.     

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。