可移动式放射性废水处理装置

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移动式超声波去污装置在核电站的应用实践

移动式超声波去污装置在核电站的应用实践
超 声波 核电站 文献标识码 : A 文章编号 : 0 465 (0 10.0(0 10-362 1)404 3 0
工作 中的工艺条件 , 对此类装 置的适用性和局限性进行了讨论 。 并
关键词 : 放射性 去污 中图分类号 : L4 T 94
1 引 言
核 电站运 行 时 , 一 回 路相 关 的设 备 和部 件 与 有 可能 受到放 射性 裂变 产物 的污 染 。在核 电站停 堆 大修期 间 , 了 防止 放 射 性 污染 的扩 散 和 减少 为
声波的去污( 或清洗 ) 作用就是建立在这种“ 空化 效应 ” 的基础上 的 。
当准 备去 污 的工 件放 进施 加有 超声 波的液 体 中时 , 述 空 化 效 应 更 容 易 在 工 件 的表 面 发 生 。 上 这是 因为空 化 效 应 并 非 均 匀 地 分 布 于 液 体 内各
第 3 卷第 4 总第 14 1 期( 8 期)

辐射防护通讯
21 年 8 01 月
经 验 交流 ・
移动式超声波去污装置在核电站的应用实践
陈 坚 ( 宁德 核 电有 限公 司 , 建 宁德 ,520 福 350 )
摘 要 介绍移动式超声波去污装置在核 电站 的应用实 践。根据实例 , 分析 总结 了超声波 去污装置 在核 电站去污
而崩溃消失 , 使液体微团相互激烈冲撞 , 在局部形
成极大的冲击波。这种冲击波的瞬间压力可以达 到 上千个 大气 压 , 这一 过程 被称 为“ 化效应 ”超 空 ,
收稿 日期 : 0 1 32 2 1. —3 0
发生器功率为 96 W, . k 超声波频率 2 ± H 。 8 2kz 5 J 该装置设计结合 了电站实际情况 , 考虑了设 备整体大小 尺寸、 轮辐高度 、 自身重量 等方 面因

AP1000与CPR1000放射性废液处理系统的比较研究

AP1000与CPR1000放射性废液处理系统的比较研究
科技创新导报 2019 NO.16 Science and Technology Innovation Herald
DOI:10.16660/ki.1674-098X.2019.16.094
工业技术
AP1000与CPR1000放射性废液处理系统的 比较研究①
邱志超 (华能山东石岛湾核电有限公司 山东荣成 264200)
含硼和氢的反 应堆冷 却 剂流出液 来自两路:化 容系统 CVS下泄流和反应堆冷却剂疏水箱,这两路废液共用CVS 下泄 管 线。C VS下泄 流 主 要由反 应堆冷 却 剂系统 加热、硼 浓度变化和RCS回路疏水运行所产生。反应堆冷却剂疏水 箱用于接收各类安全壳内一回路系统和设备的泄漏水和 疏水。
所有反应堆冷却剂流出液,都可能含氢和溶解性的放 射 性气体。因此,在 进 入流出液 暂存箱之 前,需 通 过 真空 脱气 装 置 脱气。脱 除的 溶解氢和 裂 变 气体 排 往 放 射 性 废 气 处 理 系统,脱气 塔 排 放 泵 将流出液 送 到 指定的 流出液
洗 手废液 箱收 集 所 有含 有肥 皂 水 和 洗 涤 剂的 放 射 性 废液,主要包括电厂热去污水槽、洗手槽、热淋浴器和一 些清洗、去污工艺。洗手废液不适合用活性炭和离子交换 树脂处理。这类废液可能含有较高的溶解性固体颗粒,但 通常放射性浓度很低,可不经处理直接监测排放。如有必 要,洗涤剂废液由特殊的屏蔽箱体送往SRTF或由SRTF的 移动式处理设施来处理[1]。 1.4 化学废液
1 AP1000放射性废液处理系统
A P10 0 0 放 射性 废液 处 理 系统(W L S)设 计用于控制、 收 集、处 理、输 送、储 存和 排 放 处 置电厂正常运行及 预 期 运行事件下产生的放射性废液。系统预留设计接口,对异 常工况(如燃料包壳破损率≥0.25%或蒸汽发生器传热管 破裂)产生的放射性水平较高的废液,可通过接入厂址废 物处理设施SRTF的移动式处理设施进行处理[1]。

核电站放射性废水的处理技术浅析

核电站放射性废水的处理技术浅析

核电站放射性废水的处理技术浅析摘要:放射性废水的处理一直是核电站水处理的一个热点领域。

随着国家环境保护要求与污染物排放标准的不断提高,对外排的放射性废水的浓度规定越来越严格。

在选择核电站放射性废水净化处理方法时,必须考虑放射性杂质在水中的状态。

本文选取核电站放射性废水的处理为题,介绍了核电站放射性废水、废液的来源及处理方式。

关键词:核电站;废水;处理中图分类号:TM623文献标识码:A引言核电站的正常运行中会排出各类废水,这些废水之间因为物理化学条件的不同而存在差异。

我国的核电站产生的废水主要包括工艺废水、化学清洗和去污排水、以及常规岛排水等。

其中,性质存在差异的废水不宜互相混合,因此核电站需要分类收集与储存废水,然后进行分类处理【1】。

核电站内放射性废水的组分复杂,组分浓度变化和水量变化的幅度较大,而且这种变化与核电站反应堆类型、电站的管理水平以及水化学工况等有关【2】。

1核电站放射性废水的来源1.1 主设备和辅助设备排空时的排放水压水堆核电站第一回路主设备排空时,排放的废水中除了含有溶解盐之外,还含有较大量的放射性核素,在正常情况下则为105〜106Bq/kg。

压水堆的蒸汽发生器排空时,排放水中的主要污染物是腐蚀产物和溶解盐类,其比放射性活度较低。

辅助设备排放水的比放射性活度也较低,一般在10〜103Bq/kg范围内。

1.2 系统运行时的泄漏水在核电站的反应堆中通常会产生大量的裂变物质,这些物质通常是存留在燃料元件内部,但是如果燃料元件发生破损的时候,其中的物质就会扩散泄露到冷却水体中。

这些冷却水循环至中子照射的程序后,由于放射性活化的反应而导致其自身也具有了放射性【3】。

在核电站运行过程中,因管道法兰接头、设备填料不严密,冷却剂可能从反应堆回路泄漏到生产现场。

通常将这种排水收集到排水槽系统中。

所有可能发生放射性水泄漏的生产现场和实验室都设有排水槽。

1.3 清洗废液和冲洗水对主设备和某些部件用水溶液除放射性时,会形成一定数量的放射性清洗废液。

我国核电站放射性化学废水的处理工艺

我国核电站放射性化学废水的处理工艺

Water Pollution and Treatment 水污染及处理, 2019, 7(2), 73-76Published Online April 2019 in Hans. /journal/wpthttps:///10.12677/wpt.2019.72011The Treatment Process of RadioactiveChemical Waste Water Coming from Nuclear Power Plant in ChinaRuoxia Ma, Bin YangChongqing Science and Technology Branch, SPIC Yuanda Environmental Protection Co. Ltd., ChongqingReceived: Mar. 1st, 2019; accepted: Mar. 14th, 2019; published: Mar. 28th, 2019AbstractThe waste water which is produced by the nuclear power plant adheres to the principle of classi-fied collection and processing. This wastewater mainly includes the coolants, chemical waste wa-ter, the ground drainage and the drainage from nonradioactive region. The chemical waste water’s quality is poorer, contains many impurities, and has high electrical conductivity. And the activity concentration may be higher, such as chemical cleaning waste water, the drainage of chemical de-contamination and the waste water from radioactive chemical analysis laboratory, etc. This paper describes the treatment process of chemical waste water in typical nuclear power plants in China, and analyzes and summarizes various technological processes.KeywordsNuclear Power Plant, The Chemical Wastewater, Treatment Processing我国核电站放射性化学废水的处理工艺马若霞,杨彬国家电投远达环保工程有限公司重庆科技分公司,重庆收稿日期:2019年3月1日;录用日期:2019年3月14日;发布日期:2019年3月28日摘要在核电站中产生的废水都遵循分类收集和处理的原则,我国的核电站产生的废水主要包括工艺废水、化马若霞,杨彬学废水、地面排水和常规岛排水等,其中化学废水的水质较差、杂质多、电导率高,且放射性活度浓度可能较高,如化学清洗废水和化学去污的排水以及放射性化学分析实验室进行样品分析后产生的废水等。

核电厂放射性废液除盐净化装置组成分析

核电厂放射性废液除盐净化装置组成分析

核电厂放射性废液除盐净化装置组成分析摘要:在20 世纪中期,核能得到了广泛的利用,其中核电作为公认的一种经济、安全、可靠、清洁的能源得到了迅速发展,但是核电厂在生产过程中会产生一些液态放射性废物,为了保护环境以及厂区周围的工作人员和居民免遭放射性危害,降低放射性水平,华龙一号机组设立了一整套废液处理和排放的系统,所有放射性废物在被排放到环境和进行最终处置前,必须对其进行收集、贮存和净化处理。

本文针对福清五号机组“华龙一号”核电项目放射性废液除盐净化技术的应用进行了深入的分析。

关键词:废液处理;放射性;除盐净化福建福清核电有限公司5号机组废液处理系统(ZLT)设计,用于处理来自工艺系统排放的液态放射性废物和地面冲洗水,废液经过过滤、除盐、或蒸发处理和监测后排往废液排放系统进行排放。

1.废液来源及处理原则废液主要由核岛疏水排气系统收集后输送至本系统,所有废液分为三个类型:(1)化学物质含量低的放射性工艺排水;(2)化学物质含量高的放射性化学排水;(3)化学成分不定的低放射性地面排水(其放射性浓度一般情况下低于排放限值)。

根据废液的化学物含量、放射性水平分别采用过滤、除盐、蒸发的处理方式,处理原则如下:2.除盐装置的组成及工作原理除盐装置主要有颗粒物控制管理系统PCM系统、深床过滤器(ZLT001DE)、四台串联的除盐床(ZLT002/003/004/005DE)和两台树脂截流过滤器(ZLT004/005FI)组成,对废液进行pH控制、过滤、离子交换等净化处理。

2.1 pH控制和预过滤除盐净化单元主要用来处理各工艺系统不可复用的废液,由电动泵提供动力,通过流量计反馈调节流量,使处理流量保持在8m3/h的恒定值。

废液首先经化学试剂第一注入点(002EG)调节pH值后进入预过滤器(004FI)进行预过滤。

预过滤器(ZLT004FI)为立式柱形容器,设计直径DN482,最大工作压力1.55MPa,最大允许压降0.25 MPa,滤芯是具有25微米名义过滤能力的吸油聚丙烯材料制成。

辐射废水处理

辐射废水处理

辐射废水处理
辐射废水处理是指对含有放射性物质的废水进行处理,以减少或消除放射性物质对环境和人体的危害。

辐射废水通常来自核设施、医疗机构、实验室等场所,其中可能含有放射性同位素、核污染物等。

辐射废水处理的目标是降低废水中放射性物质的浓度,使其符合环境排放标准或回收利用。

常用的处理方法包括以下几种:1. 放射性物质的沉淀和过滤:将废水加入沉淀剂,使放射性物质沉淀出来,然后经过过滤处理,将沉淀物分离出来。

2. 离子交换:使用含有特定离子交换树脂的装置,将放射性物质与树脂上的离子进行置换,以实现分离和去除。

3. 逆渗透:通过半透膜的作用,将废水中的放射性物质分离出去,从而达到净化的目的。

4. 蒸发浓缩:将废水加热蒸发,使水分蒸发掉,放射性物质留在溶液中,从而实现物质的浓缩和分离。

5. 高温处理:将废水加热至高温,使放射性物质发生化学变化,转化为不活跃的物质,然后通过冷却处理将其分离。

辐射废水处理需要进行严格的操作和监测,以确保处理的效果和安全性。

同时,处理后的废水也需要符合相关的法规和标准,确保对环境和人体的影响降到最低。

先进核电放射性废物处理工艺标准化

先进核电放射性废物处理工艺标准化

节能环保与生态建设\China Science&Technology Overview先进核电放射性废物处理工艺标准化毛莉李斌廖能斌任力耿忠林(国家电投集团远达环保工程有限公司,重庆401122)摘要:作为API000第三代核电依托项目,山东海阳核电厂和浙江三门核电厂是国内首批采用核岛与厂址废物处理设施相结合,实施核电废物集中处理模式的核电厂,其厂址废物处理设施的作用是实现全厂低、中放固体废物的集中处理、暂存及部分液体废物的处理。

厂址废物处理设施的整体功能由两部分来实现,一是核岛区域的核辅助厂房和放射性废物厂房内的部分废物处理设施系统,二是厂址废物处理设施内的相关废物处理设施系统及其它配套辅助系统。

本文简要介绍了海阳和三门核电厂址废物处理设施的主要处理工艺,并结合国内现有主流处理工艺进行技术经济对比分析,以提出先进核电放射性废物处理工艺标准化的建议,为促进放射性废物处理技术进步、形成规范化、系列化处理技术及装备,推动放射性废物安全管理、落实废物最小化原则发挥积极作用。

关键词:核电厂;放射性废物;厂址废物处理设施;处理工艺中图分类号:TM623文献标识码:A文章编号:1671-2064(2020)12-0030-040引言海阳核电厂和三门核电厂采用了世界上先进的第三代核电技术AP1000,AP1000在设计中首次提出了离堆放射性废物处理的概念,即在多堆核电厂址中设计独立的放射性废物处理设施,也称厂址废物处理设施(简称SRTF),SRTF 集合了多种放射性废物处理系统来对多台机组运行和事故工况下产生的放射性废物进行处理。

有别于一般压水堆核电机组的废物处理设施,SRTF厂房位于AP1000核岛主厂房以外,且为多台机组共用,这种模式融合了分散与集中的统一性,有力整合了资源,同时也充分体现了核岛废物处理系统和SRTF的优势互补。

SRTF处理的主要废物包括:一回路树脂(包括树脂和湿活性炭)、一回路废过滤器芯、化学废液、0.25%燃料包壳破裂和蒸汽发生器管道破裂(SGTR)产生的液体废物、可压实干废物、不可压实干废物、暖通空调系统(HVAC)高效空气过滤器芯等。

医院放射性污水处理优化设计

医院放射性污水处理优化设计

医院放射性污水处理优化设计前言:随着现代医学的发展,核医学在医院诊断和治疗中的应用越来越普便。

为了更好的普及放射性污水处理的知识,从医院放射性污水的来源、水质及排放标准入手,通过对常用医院放射性污水处理工艺及其优缺点分析,接合实际工程案例分析,对医院放射性污水处理的优化设计进行探讨和总结。

1、医院放射性污水的来源、水质及排放标准1.1、医院放射性污水的来源一般来说,医院放射性同位素污水的来源主要包括以下三方面:1、在诊断和治疗过程中,病人服用放射性同位素后所产生的排泄物(70%的药物都是通过排泄排出体外的);2、清洗病人服用的药杯、注射器和高强度放射性同位素分装时的移液管等器皿所产生的清洗水;3、医用标记化合物制备(回旋加速器、热室)及倾倒多余剂量放射性同位素排放的放射性废水。

1.2、医院放射性污水水质1、放射性污水的分类标准根据国际原子能机构(IAEA)规定,放射性污水按照其放射性活度大小可以分为四级,见表1:2、医院放射性污水水质根据2003年国家环保总局发布的《医院污水处理技术指南》相关规定:医院放射性污水的浓度范围为3.7×102Bq/L~3.7×105Bq/L,属于低放污水。

通常情况下,医院进行诊疗所采用的放射性核素,其特点是核素的半衰期一般比较短,毒性相对较低,并且放射性污水的排放量也较低,一般在0.2~5m3/d。

各医院核医学科常用放射性核素有89Sr(锶)、99mTc(高锝)、131I(碘)、153Sm (钐)、32P(磷)、18F(氟)、125I(碘)等,产生的放射性污水都具有水量小、放射性核素含量较低以及污水中主要放射性核素半衰期较短等显著特点。

注:Bq是放射性活度单位,放射性元素每秒有一个原子发生衰变时,其放射性活度即为1贝可。

1.3、医院放射性污水排放标准根据《医疗机构污染物排放标准》GB18466-2005规定,综合医疗机构和其他医疗机构,医院放射性污水污染物排放量限制(日均值):总α<1Bq/L,总β<10Bq/L。

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表 2 CMF 工艺处理含铀、钚、镅混和废水的实验结果
放射性浓度
原水 出水 去除率,%
U μg/L 1.08×103 43.96 95.93
239Pu 放射性活度 Bq/L
1.06×103 0.43 99.97
241Am 放射性活度 Bq/L
8.09×102 0.30 99.96
总α Bq/L 2.74×103 3.52 99.87
为处理某核设施退役过程中产生的含浓缩铀废水,采用 CMF 工艺含镅废水处理 系统固定装置+阴离子交换柱组合工艺:原始废水? 絮凝、微滤? 离子交换? 出水, 处理铀质量浓度为 4.29×103µg/L 的废水,出水含浓缩铀量均能低于 0.38µg/L(1Bq/L)的 直接排放标准,去污因子高达 104 以上,适合于含浓缩铀废水的处理,具有极优的适用 价值。
1 技术指标
可移动式放射性废水处理装置可对放射性总活度小于 4×104 Bq·L-1、总固体含量小
于 10 mg·L-1 的含铀、钚、镅低放废水及含裂片核素锶、铯低放废水进行处理,主要技
术指标如下:
处理量:
=100m3·次
处理能力:
500L·h -1
浓缩倍数:
铀、钚、镅废水 723
锶废水 480
铯废水=539
4.2 锶废水处理
实验结果(见图 6)表明:在原水锶元素浓度约为 5 mg/L,Na2CO3 投加量为 1000 mg/L,FeCl3 在氧化沉淀槽和膜反应器中投加量分别为 20mg/L 及 10mg/L 时,出水锶 元素的平均浓度为 34.4 µg/L,平均 DF 为 157。
锶元素浓度( ug/L) DF
7
6.8
1.26×103
13.0
= 0.34*
= 99.974% = 99.973%
= 3.83×103 = 3.71×103
*为仪器探测下限。
在实验室研究的基础上,建立了处理能力为 0.5m3/h 的 CMF 工艺含镅废水处理系 统固定装置并投入运行,共计处理 241Am废水 63m3。处理出水总 a 在 0.17Bq/L~0.82Bq/L 之间,平均总 a 比活度为 0.41Bq/L。
HNO3 KMnO4 NaOH 空气 FeSO4 /FeCl3 空气
原水 SrNO3 Na2CO3 FeCl3
氧化沉淀
MR1
K2Zn3[Fe(CN)6]2 空气
出水
离子交换柱
MR2
图 1 主体工艺流程示意图
该废水处理系统共包含以下三种组合工艺,运行中根据废水中放射性核素的种类
及活度,在 PLC 控制下,采用不同的运行方式,控制添加试剂的种类和配比,实现了 同一套装置处理含不同放射性核素废水的功能。
3 装置结构
3.1 装置组成
装置由主工艺系统和辅助系统组成,各系统主要设备有: a) 主工艺系统:主要由氧化沉淀槽、两级膜反应器(MR1 和 MR2)、离子交换柱、 两台并联的清水箱、扬液器(泥浆收集贮存容器)、进水泵、试剂槽、试剂投加泵、排 放水泵和控制系统等构成; b) 辅助系统:主要有运载车辆、通排风及废气净化系统、取样、样品预处理及制
原始废水 241Am 浓度=1.19×0 4Bq/L 时,[Fe2+]投加量为 30ppm,处理后废水中的 241Am 浓度小于最大允许排放浓度(1Bq/L);出水 pH 值在 7.8~13.5 时,对去污效果无显著 影响;能稳定地保持较高的去污能力,去污率均大于 99.9%。241Am 废水处理试验结果 见表 1。
处理后废水指标:
总 a 放射性=1Bq·L-1,总 ß放射性=10Bq·L-1
系统功率:
9434W
2 主体工艺
可移动式放射性废水处理装置采用的是膜技术处理低放废水新工艺,其主体工艺 为预氧化沉淀、混凝、微滤工艺,如废水处理不能满足排放要求,需经离子交换柱(阴、 阳离子交换树脂混合柱)进一步处理,主体工艺流程如图 1 所示。
60
250
200 45
150 30
100
15
出水
50
DF
0
0
0
3
6
9
运行时间(d)
图 6 锶元素的去除效果
4.3 铯废水处理
依据铯无机吸附剂研究结果[2,3],选用亚铁氰化锌钾作为该工艺中的吸附剂,进行 含铯废水处理实验研究。实验结果(见图 7)表明:原水 Cs 浓度为 100 µg/L 左右,进 水的 pH 为 7.40~7.92 时,出水的 pH 为 7.89~8.29,吸附剂用量越小,浓缩倍数越大, 去污因子越小,吸附剂用量分别为 0.33 g/L、0.165 g/L、0.083 g/L 时,浓缩倍数分别为 539、1218、2306,去污因子分别为 182.4、128.8、77.2。吸附剂用量的选取需根据热 实验结果及出水 Cs 浓度的控制要求来确定。
关键词:放射性废水;处理装置;可移动 随着我国核工业系统核设施退役工作的展开,以及核技术的广泛应用,开发小型 化可移动式放射性废水处理装置尤显必要和紧迫:可移动式放射性废水处理装置[1]不仅 可用于处理核设施退役过程中产生的放射性废水,从而省去对关停多年、已污染的、 老化陈旧、庞大的废水处理设施及废水管网的恢复和改造,也可解决废水处理设施本 身退役中产生的放射性废水的处理问题,同时还可对在役核设施运行、科研、生产及 核武器研制生产中产生的放射性废水进行净化处理;另外,也可用于核应急处理和按 需求到各个废液产生单位执行净化业务,可减少企业的固定投资。 近几年来,我所积极致力于放射性废水处理新型技术及设备的研发。在我所开发 的絮凝沉淀并结合中空纤维膜微滤一体化处理工艺(简称 CMF 工艺)及已建立的 CMF 工艺含镅废水处理系统固定装置基础上,结合 相继开展的 膜分离技术处理含裂变核素 废水的实验研究结果,成功完成了可移动式放射性废水处理装置的研制,实现放射性 废水处理装置的可移动性、集成化、处理放射性废水的多样性和高效性,该装置属国 内首创。
4.1.3 含钚废水处理 含钚废水的处理实验结果表明: 硫酸亚铁的最佳加入量取[Fe2+]=35mg/L~60mg/L;出水 pH 值对 239Pu 废水处理
效果的影响较大(见图 5),原水浓度为 1.06×103 Bq/L:出水 pH<6 时 239Pu 的去除效果 较差、去污系数 DF<100,pH>6 时去污系数 DF>100,出水 pH=6.5~9.0 时 239Pu 的去 污系数 DF 均大于 1000。从实验结果看,控制出水 pH=6.3~10.5,出水中 239Pu 的浓度 均在 0.1Bq/L~0.8Bq/L 之间。
a) 絮凝沉淀并结合中空纤维膜微滤一体化处理工艺(CMF 工艺):铀、钚、镅废水 处理采用此工艺。其工艺流程为:废水经进水泵? 投加 HNO3 调节 pH 值为 2~4 和 20ppm 的 KMnO4 于氧化沉淀槽反应 6min 后、投加 NaOH? 投加 FeSO4于膜分离反应器(MR1)? 膜分离反应器(MR2)? 出水。出水 pH 值由 NaOH 及 FeSO4 投加量控制;
图 2 主设备车平面布置图
辅助设备车用于安装清水箱、在线γ仪、出水泵等设备以及工作人员的控制场所, 车厢分隔为两部分:一部分为控制室,另外一部分为清水间。其各个空间及主要设备 的分布如下图 3:
图 3 辅助设备车平面布置图
4 放射性废水处理效果
4.1 铀、钚、镅废水处理
4.1.1 含镅废水处理 实验结果表明:
进 水 铯 浓 度 ( µg/L) 出 水 铯 浓 度 ( µg/L)
110
1
100 0.8
90
80
0.6
70
进水 0.4
60
出水
50
0.2
1 3 5 7 9 11
运行时间(d)
图 7 反应器进、出水 Cs 浓度
注:吸附剂用量为 0.165 g/L。
5 结论
可移动式放射性废水处理装置组成设备简单,结构紧凑,布局合理,所采用的膜 技术处理低放废水新工艺对含有铀、钚、镅、锶、铯等放射性核素废水的处理具有较 高的去污率及去污系数。该装置的研制成功不仅实现了放射性废水处理装置的小型化、 可移动化,并且具备一机多能的功能,提高了设备的使用率。因而,可移动式放射性 废水处理装置在放射性废水处理领域中具有广阔的应用前景。
4.1.2 含铀废水处理 含铀废水的处理实验结果表明: 硫酸亚铁的最佳加入量为[Fe2+]=35mg/L~70mg/L ;CMF 工艺对放射性核素铀具
有较高的去除率,但 pH 值及废水的体系对铀的去除率有较大的影响,pH 值太高或太 低都不利于铀的清除,自来水体系与去离子水体系的实验结果差别较大,在原水浓度 为 2.15×103µg/L 条件下:去离子水体系中,pH=6~6.5 时铀去除效果最佳(见图 4), 铀去除率较稳定地保持在 98%以上,最高达 99.7%;而在自来水体系中,自来水中的 共存离子对含铀废水处理效果的影响较大,pH 大于 9 以后去除率稳定于最大值 95%左 右。
样间、样品测量间、洗手盆、上水系统和供电系统等。 3.2 装置布局
为了实现放射性废水处理系统的可移动性、槽式排放、净污分离和操作安全性, 将废水处理系统的所有设备集成于两辆卡车箱体:一台车为主设备车;另外一台为辅 助设备车。
主设备车用于固定废水处理系统主工艺系统中关键设备,包括前面所述的氧化沉 淀槽,反应室 MR1,反应室 MR2,扬液器,离子交换柱等。为了防止有放射性的气体 排放,在主设备车辆上设计了密封室完成对主工艺设备气体的防护,密封室漏率不大 于 200PaL/s,并能承受 100Pa 负压,同时将车辆分割为加药室、过滤器室与制样间, 完成车辆各个工作区间的分离。其各个空间及主要设备的分布如下图 2:
b) 化学沉淀-微滤工艺:含锶废水采用此工艺处理,其工艺流程为:废水经进水 泵→投加 SrNO3、Na2CO3、FeCl3 于氧化沉淀槽预沉降→投加 FeCl3 于膜分离反应器(MR1) →膜分离反应器(MR2)→出水;
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