CN108231233A - 一种核电厂放射性废液处理方法 - Google Patents

Abstract

本发明提出一种核电厂放射性废液处理方法，包括以下步骤：步骤1：将废液搅拌加热至预定温度；步骤2：向废液中投放亚铁盐、Fe₃O₄、和铁盐混合物；步骤3：调节废液的pH值至预定值；步骤4：在预定金属离子浓度、预定重力场、预定磁场和预定电场的条件下，继续搅拌第一预定时间；步骤5：静置第二预定时间后分离上清液和污泥。根据本发明实施例的一种核电厂放射性废液处理方法能高效去除放射性核素，尤其对于主要核素Co‑58、Co‑60、Ag‑100m，去污因子能够达到290以上，最高达到1070，并且具有处理效果优异、沉淀物稳定不溶解、能耗低、耗水量少、固体废物少、效率高、易维护、易操作等诸多优点。

Description

一种核电厂放射性废液处理方法

技术领域

本发明涉及环保技术领域，特别是涉及一种核电厂放射性废液处理方法。

背景技术

目前，核电厂放射性废液处理的方法常采用化学沉淀法。化学沉淀法是沉淀剂与废液中微量的放射性核素发生共沉淀作用的方法。最常用沉淀剂有铁盐、铝盐、磷酸盐、石灰、苏打等，对铯、钌、碘等难以去除的放射性核素要用特殊的化学沉淀剂。化学沉淀法处理过程简单、费用低，对净化要求不高、体积较大的低放废液的处理比较适用，当用于处理含盐量较高的废液时，去污因子一般在10左右。化学沉淀法产生的放射性污泥量一般为原水的1％～5％，为便于贮存和处置，需进一步脱水，而采用一般的过滤法或离心法脱水很困难，目前最有效的脱水方法是冻结-融化-真空或压力过滤。化学沉淀法产生的沉淀物一般都具有再溶解性，重金属离子易溶出；产生的絮体疏松，污泥量大，含水率高，沉淀效果差，处理效率低，易发生二次污染。

发明内容

本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。

为此，本发明的一个目的在于提出一种核电厂放射性废液处理方法。

根据本发明实施例的一种核电厂放射性废液处理方法，包括以下步骤：

步骤1：将废液搅拌加热至预定温度；

步骤2：向废液中投放亚铁盐、Fe₃O₄、和铁盐混合物；

步骤3：调节废液的pH值至预定值；

步骤4：在预定金属离子浓度、预定重力场、预定磁场和预定电场的条件下，继续搅拌第一预定时间；

步骤5：静置第二预定时间后分离上清液和污泥。

有利地，步骤1中，预定温度为15℃～75℃。

有利地，步骤3中，pH值为4～13。

有利地，步骤4中，金属离子浓度为100mg/L～15000mg/L，重力场为0.3g～3g，磁场为0.01T～10T，电场为5N/C～10000N/C，速搅拌度为20r/min～300r/min，第一预定时间为0.5h～3h。

有利地，步骤5中，第二预定时间为5min～60min。

根据本发明实施例的一种核电厂放射性废液处理方法，包括以下步骤：

量取45L废液，加入设备并开启抽气泵；

开启搅拌，加热至一定反应温度后，加入亚铁盐、Fe₃O₄、和铁盐混合物；

以25L/h的流量向废液中滴加2mol/L NaOH溶液，直到反应参数达到以下指标：

金属离子浓度：100mg/L～15000mg/L

pH值：4～13

温度：15℃～75℃

重力场：0.3g～3g

磁场：0.01T～10T

电场：5N/C～10000N/C

继续以20r/min～300r/min的速度搅拌0.5h～3h后停止；

废液被抽入储液罐，静置5min～60min后上清液经过滤器放出到出水罐中，污泥进入固废罐。

本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。

具体实施方式

为了促进废液中的各类放射性核素可以形成磁性晶粒一起沉淀析出，对液体里的粒子可能受到的电场、洛伦兹力、温度场、pH场、引力场、放射活化能等多种作用场进行调节，在选择并形成合适的多种场的耦合(场域)后，使场域的作用最优化，最终使所处理的废液得到净化。

核放射性废液(如需必要可先经过预处理)预先进入反应模块，对整个反应区域进行温度、pH等参数进行调节，使之达到最佳反应条件，形成稳定的固体晶粒；然后进入重力分层模块后分离成上层清液和下层污泥；上层清液进入磁场分离模块后放出清水，得到符合相关排放标准的出水水质；下层污泥进入气压场分离模块进行固液分离，分离出的废液进入滤液暂存模块；滤液暂存模块液位超标后废液可以返回到反应模块进行再处理。

实施例1

量取45L废液，加入设备并开启抽气泵；

开启搅拌，加热至一定反应温度后，加入亚铁盐(例如硫酸亚铁)、Fe₃O₄、和铁盐(例如氯化铁)混合物；

以25L/h的流量向废液中滴加2mol/L NaOH溶液，直到反应参数达到以下指标：

金属离子浓度：100mg/L～15000mg/L

pH值：4～13

温度：15℃～75℃

重力场：0.3g～3g

磁场：0.01T～10T

电场：5N/C～10000N/C

继续以20r/min～300r/min的速度搅拌0.5h～3h后停止；

废液被抽入储液罐，静置5min～60min后上清液经过滤器放出到出水罐中，污泥进入固废罐。

其中，用高纯锗γ多道谱仪分别测量进水及出水的各种放射性核素的活度及总活度，实验结果见表1。

实施例2

实验步骤与实施例1相同，采用的工艺参数与实施例1也相同。实验结果见表1。

实施例3

实验步骤与实施例1相同，采用的工艺参数与实施例1也相同。实验结果见表1。

表1：上述三个实施例的处理去污因子

说明：以采用去污因子来表示目标核素的去除效果，其具体计算公式为：

去污因子＝C₀/C_i

式中：C₀—处理前废液中核素的初始含量，Bq/m³；

C_i—处理后废液中核素的残余含量，Bq/m³。

由表1可知，根据本发明实施例的一种核电厂放射性废液处理方法能高效去除放射性核素，尤其对于主要核素Co-58、Co-60、Ag-100m，去污因子能够达到290以上，最高达到1070，并且具有处理效果优异、沉淀物稳定不溶解、能耗低、耗水量少、固体废物少、效率高、易维护、易操作等诸多优点。

在本发明的描述中，需要理解的是，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。

尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例，可以理解的是，上述实施例是示例性的，不能理解为对本发明的限制，本领域的普通技术人员在本发明的范围内对上述实施例进行变化、修改、替换和变型，均落入本发明的保护范围。

Claims (6)

1.一种核电厂放射性废液处理方法，其特征在于，包括以下步骤：

步骤1：将废液搅拌加热至预定温度；

步骤2：向废液中投放亚铁盐、Fe₃O₄、和铁盐混合物；

步骤3：调节废液的pH值至预定值；

步骤4：在预定金属离子浓度、预定重力场、预定磁场和预定电场的条件下，继续搅拌第一预定时间；

步骤5：静置第二预定时间后分离上清液和污泥。

2.根据权利要求1所述的核电厂放射性废液处理方法，其特征在于，步骤1中，预定温度为15℃～75℃。

3.根据权利要求1所述的核电厂放射性废液处理方法，其特征在于，步骤3中，pH值为4～13。

4.根据权利要求1所述的核电厂放射性废液处理方法，其特征在于，步骤4中，金属离子浓度为100mg/L～15000mg/L，重力场为0.3g～3g，磁场为0.01T～10T，电场为5N/C～10000N/C，速搅拌度为20r/min～300r/min，第一预定时间为0.5h～3h。

5.根据权利要求1所述的核电厂放射性废液处理方法，其特征在于，步骤5中，第二预定时间为5min～60min。

6.一种核电厂放射性废液处理方法，其特征在于，包括以下步骤：

量取45L废液，加入设备并开启抽气泵；

开启搅拌，加热至一定反应温度后，加入亚铁盐、Fe₃O₄、和铁盐混合物；

以25L/h的流量向废液中滴加2mol/L NaOH溶液，直到反应参数达到以下指标：

金属离子浓度：100mg/L～15000mg/L

pH值：4～13

温度：15℃～75℃

重力场：0.3g～3g

磁场：0.01T～10T

电场：5N/C～10000N/C

继续以20r/min～300r/min的速度搅拌0.5h～3h后停止；

废液被抽入储液罐，静置5min～60min后上清液经过滤器放出到出水罐中，污泥进入固废罐。