CN102351359B - 一种放射性废水浓缩处理的装置及方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了属于环境保护技术领域的一种放射性废水浓缩处理的装置及方法。本发明以疏水性材料的高分子中空纤维式膜组件为主体，通过控制膜两侧溶液的温度，以水蒸气压差为推动力实现放射性核素与水的分离，从而达到浓缩废水的目的。该方法具有流程简单、易于操作、去污系数高、浓缩因子高、适应性强、易于与其他工艺相结合的优点。废水只需通过一次膜蒸馏，出水水质即可达到排放标准。

Description

一种放射性废水浓缩处理的装置及方法
技术领域
本发明属于环境保护技术领域，具体涉及一种放射性废水浓缩处理的装置及方法。
背景技术
近年来，我国加快了对核电事业的建设步伐，在大力发展核电的同时，核废物的处理也也越来越受到人们的广泛关注。尤其是近期发生的日本福岛核泄露事故，更是让全世界人民重新审视核电的发展。核电站排放的放射性废水是否能够得到及时有效处理成为核电发展的一个重要制约因素。
由于放射性废物的最终固化处置成本很高，因此在放射性废水处理中，废水的减量化处理是整个处理过程中最为关键的一步。发达国家的核电站主要采用蒸发法和膜处理法以及这些工艺的组合处理达到减量化目的。在我国主要采用蒸发法对放射性废水进行减量化处理。蒸发法是一种传统的、可靠的浓缩处理方法，被大多数核电厂所采用。蒸发法常用于含盐量较高的废水，其去污系数可达到106。蒸发法的主要缺点是能耗很高、运行成本高，同时由于蒸发过程产生的小液滴会随水蒸气进入冷凝液，因此需要对冷凝液进行进一步处理，设备复杂，同时蒸发工艺设计时还要考虑起泡沫、腐蚀、结垢、爆炸等潜在危险。
膜处理技术在放射性废水减量化应用中，主要以反渗透法为主，国外已有部分电厂采用反渗透工艺处理部分放射性废水。由于反渗透技术已有多年的工业化应用经验，技术相对较成熟，对放射性废水中的核素分离效果较好，且产生二次废物量少，因此近年来得到较多的应用尝试。但其也存在较多缺点，如进水压力较高、设备要求高、含盐量对膜通量影响较大，一般不适用于含盐量超过10％的废水的处理。此外，反渗透工艺对进水水质要求很高，一般进水需经过严格的预处理装置后才能进入反渗透系统。
鉴于现存工艺的缺点和不足，寻找新型的高效、节能、安全的浓缩处理工艺成为放射性废水处理中急需解决的问题。
发明内容
本发明的目的是提供一种放射性废水浓缩处理的装置。
本发明的目的还在于提供利用上述装置进行放射性废水浓缩处理的方法。
一种放射性废水浓缩处理的装置，包括膜组件1、磁力泵2、冷凝液水槽3、恒温水浴锅4、低温循环泵5、流量计6、温度计7、电导率仪8、废水槽9；膜组件1的一个端口通过管道依次与低温循环泵5和冷凝液水槽3相通组成冷凝液循环回路；膜组件1的另一个端口通过管道依次与恒温水浴锅4和废水槽9相通组成热液循环回路。
所述膜组件1两侧进出水处均安装有温度计7。
冷凝液水槽3与低温循环泵5之间可接入电导率仪8。
一种利用上述装置进行放射性废水浓缩处理的方法，按照如下步骤进行：
(1)向冷凝液循环回路加入去离子水，热液循环回路加入放射性废水；
(2)启动冷凝液循环回路的磁力泵，冷凝液通过膜组件的壳程，热交换使其温度升高，然后进入低温循环泵通过热交换管进行冷却，以维持冷凝液的温度恒定，温度控制在15～35℃；
(3)与步骤(2)同时启动热液循环回路的磁力泵，放射性废水通过膜组件的壳程，热交换使其温度降低，然后进入恒温水浴锅通过热交换管进行加热，以维持放射性废水的温度恒定，温度控制在20～80℃；
(4)冷凝液通过膜组件与放射性废水隔开，与冷凝液相比，由于放射性废水的温度较高，水蒸气压较大，因此放射性废水中的水会以水蒸汽的形式在蒸汽压的推动下透过膜孔，达到膜的另一侧，即冷凝液侧，因冷凝液侧水温较低，水蒸汽重新冷凝为液态水并被冷凝液带走，随着运行时间的推移，放射性废水中的水不断转移至冷凝液中，从而达到浓缩废水的目的，由于膜材料为疏水性的，因此非挥发性的放射性核素倍截留在废水中。
本发明的有益效果：本发明可有效克服传统蒸发工艺中的起泡沫、腐蚀、结垢、爆炸等潜在危险，同时与反渗透法相比，膜蒸馏工艺具有操作压力低、浓缩倍数高、膜组件更换周期长的优点。
附图说明
图1为本发明放射性废水浓缩处理的装置示意图；
图中，1-膜组件、2-磁力泵、3-冷凝液水槽、4-恒温水浴锅、5-低温循环泵、6-流量计、7-温度计、8-电导率仪、9-废水槽。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明做进一步说明。
以SrCl2·6H2O、CsCl、CoCl2·6H2O为材料，配制一定浓度的含有锶、钴、铯三种离子的混合溶液1800mL为模拟放射性废水。
实施例1
本实施例放射性废水浓缩处理的装置，如图1所示，包括膜组件1、磁力泵2、冷凝液水槽3、温水浴锅4、低温循环泵5、流量计6、温度计7、电导率仪8、废水槽9；膜组件1的一个端口通过管道依次与与低温循环泵5和冷凝液水槽3相通组成冷凝液循环回路；膜组件1的另一个端口通过管道依次与恒温水浴锅4和废水槽9相通组成热液循环回路，膜组件1两侧进出水处均安装有温度计7，冷凝液水槽3与低温循环泵5之间接入电导率仪8。
采用上述装置进行放射性废水浓缩处理实验如下：向冷凝液循环回路加入去离子水，流量为60L/h，热液循环回路加入锶、钴、铯三种离子浓度均为20mg/L的模拟放射性废水，流量为60L/h，启动热液循环回路和冷凝液循环回路各自的磁力泵，热液循环回路与冷凝液循环回路平均温差为17.5℃。热液循环回路模拟放射性废水体积为1.8L，冷凝液循环回路去离子水为1.2L。
运行2h后结果表明，产水通量为8.7L/m2·h，产水电导率小于3.2μS/cm，在冷凝液中三种离子均未检出。热液循环回路中模拟放射性废水电导率由168.4μS/cm升高到241.5μS/cm。
实施例2
本实施例放射性废水浓缩处理的装置，如图1所示，包括膜组件1、磁力泵2、冷凝液水槽3、温水浴锅4、低温循环泵5、流量计6、温度计7、电导率仪8、废水槽9；膜组件1的一个端口通过管道依次与与低温循环泵5和冷凝液水槽3相通组成冷凝液循环回路；膜组件1的另一个端口通过管道依次与恒温水浴锅4和废水槽9相通组成热液循环回路，膜组件1两侧进出水处均安装有温度计7，冷凝液水槽3与低温循环泵5之间接入电导率仪8。
采用上述装置进行放射性废水浓缩处理实验如下：向冷凝液循环回路加入去离子水，流量为60L/h，热液循环回路加入锶、钴、铯三种离子浓度均为20mg/L的模拟放射性废水，流量为60L/h，启动热液循环回路和冷凝液循环回路各自的磁力泵，热液循环回路与冷凝液循环回路平均温差为24.0℃。热液循环回路模拟放射性废水体积为1.8L，冷凝液循环回路去离子水为1.2L。
运行2h后结果表明，产水通量为10.2L/m2·h，产水电导率小于2.1μS/cm，在冷凝液中三种离子均未检出。热液循环回路模拟放射性废水电导率由162.3μS/cm升高到310.0μS/cm。
实施例3
本实施例放射性废水浓缩处理的装置，如图1所示，包括膜组件1、磁力泵2、冷凝液水槽3、温水浴锅4、低温循环泵5、流量计6、温度计7、电导率仪8、废水槽9；膜组件1的一个端口通过管道依次与与低温循环泵5和冷凝液水槽3相通组成冷凝液循环回路；膜组件1的另一个端口通过管道依次与恒温水浴锅4和废水槽9相通组成热液循环回路，膜组件1两侧进出水处均安装有温度计7，冷凝液水槽3与低温循环泵5之间接入电导率仪8。
采用上述装置进行放射性废水浓缩处理实验如下：向冷凝液循环回路加入去离子水，流量为60L/h，热液循环回路加入锶、钴、铯三种离子浓度均为100mg/L的模拟放射性废水，流量为60L/h，启动热液循环回路和冷凝液循环回路各自的磁力泵，热液循环回路与冷凝液循环回路平均温差为23.0℃。热液循环回路模拟放射性废水体积为1.8L，冷凝液循环回路去离子水为1.2L。
运行2h后结果表明，产水通量为10.1L/m2·h，产水电导率小于1.9μS/cm，在冷凝液中三种离子均未检出。热液循环回路模拟放射性废水电导率由744.0μS/cm升高到1263.0μS/cm。

Claims (4)

1.一种放射性废水浓缩处理的装置，其特征在于，该装置包括膜组件（1）、磁力泵（2）、冷凝液水槽（3）、恒温水浴锅（4）、低温循环泵（5）、流量计（6）、温度计（7）、电导率仪（8）、废水槽（9）；膜组件（1）的一个端口通过管道依次与低温循环泵（5）和冷凝液水槽（3）相通组成冷凝液循环回路；膜组件（1）的另一个端口通过管道依次与恒温水浴锅（4）和废水槽（9）相通组成热液循环回路。
2.根据权利要求1所述一种放射性废水浓缩处理的装置，其特征在于，所述膜组件（1）两侧进出水处均安装有温度计（7）。
3.根据权利要求1所述一种放射性废水浓缩处理的装置，其特征在于，冷凝液水槽（3）与低温循环泵（5）之间接入电导率仪（8）。
4.一种利用如权利要求1所述装置进行放射性废水浓缩处理的方法，其特征在于，按照如下步骤进行：
（1）向冷凝液循环回路加入去离子水，热液循环回路加入放射性废水；
（2）启动冷凝液循环回路的磁力泵，冷凝液通过膜组件的壳程，热交换使其温度升高，然后进入低温循环泵通过热交换管进行冷却，以维持冷凝液的温度恒定，温度控制在15～35℃；
（3）与步骤（2）同时启动热液循环回路的磁力泵，放射性废水通过膜组件的壳程，热交换使其温度降低，然后进入恒温水浴锅通过热交换管进行加热，以维持放射性废水的温度恒定，温度控制在20～80℃；
（4）冷凝液通过膜组件与放射性废水隔开，放射性废水中的水不断转移至冷凝液中，达到浓缩放射性废水的目的。
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