CN109003693A - 一种球形核燃料元件生产线含有机物废液处理方法 - Google Patents

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Abstract

本发明实施例涉及核化工领域,具体涉及一种球形核燃料元件生产线含有机物废液处理方法。本发明实施例提供的球形核燃料元件生产线含有机物废液处理方法包括:蒸氨;絮凝;过滤;和活性炭吸附。该处理方法能有效地处理高温气冷堆球形核燃料元件生产线中含有机物的废液,处理后的废液可经传统废水处理工艺进行硅胶吸附处理,使得最终的尾液满足国家排放标准的要求。

Description

一种球形核燃料元件生产线含有机物废液处理方法
技术领域
本发明属于核化工领域,具体涉及一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法。
背景技术
高温气冷堆示范工程核燃料元件的生产线中,在煮胶、配胶工艺中要引入包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物,因此在陈化、洗涤等工艺过程中会产生含有上述有机物的废液。该废液具有碱性高、铀浓度低且含有一定量的水溶性有机物等特点,该废液pH在12以上,铀浓度在30-70mg/L之间并含有一定量的包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物。这类废液如按照传统硅胶吸附处理方法,将会导致硅胶迅速失效,失去处理能力。
公开于该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解,而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。
发明内容
发明目的
为解决上述技术问题,本发明的目的在于提供一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,该处理方法能有效地处理球形核燃料元件生产线中含有机物废液,处理后的废液可经传统废水处理工艺进行硅胶吸附处理,使得最终的尾液满足国家排放标准的要求。
解决方案
为实现本发明目的,本发明实施例提供了球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,包括以下步骤:
蒸氨:将含有机物废液进行搅拌加热,使含有机物废液中所含氨气蒸发从而使废液pH值降至7-9;
絮凝:pH值降至7-9的含有机物废液降温至45-55℃,加入絮凝剂,搅拌30-60min后,静置沉降1.5h以上;
过滤:取上述静置沉降后的上清液,分析铀浓度;如铀浓度≤400mg/L,则将上清液放入平板过滤器中利用负压抽滤过滤;如铀浓度>400mg/L,则加氨水沉淀,待铀浓度≤400mg/L后,将上清液放入平板过滤器中利用负压抽滤过滤;过滤时,控制滤饼厚度≤10mm;
活性炭吸附:将上述过滤后的滤液输送至活性炭吸附柱,控制流量为30-40L/h,在柱内自上而下运行;吸附后的尾水,按槽输送至废水处理岗位,所述槽体积≤280L。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,含有机物废液的pH≥12,铀浓度为30-70mg/L,并且含有包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物。
本发明中所述的铀浓度指的是铀元素的浓度。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,所述的絮凝剂为硫酸铝钾水溶液,浓度为0.2-1.0质量%。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,蒸氨步骤中,加热方式为电加热或蒸汽加热,加热至60-100℃。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,蒸氨步骤中,氨气蒸发过程中产生的尾气经降膜吸收塔喷淋吸收,喷淋液的流量为9-11m3/h,喷淋液为循环使用的生产水。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,对进行过吸附的饱和活性炭的处理包括以下步骤:
有机物碳化:活性炭饱和后,取出活性炭进行煅烧,煅烧温度为200-500℃,煅烧时间为8-10h;
解吸:煅烧后的活性炭装柱后用稀硝酸作为解吸剂浸泡解吸附,直至解吸剂中的铀浓度≤200mg/L,生产水作为淋洗液淋洗,淋洗至淋洗液中的铀浓度≤50mg/L。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,所述解吸剂为4-6质量%稀硝酸。
上述处理方法在一种可能的实现方式中,所述球形核燃料元件生产线适用于高温气冷堆球形核燃料元件的生产。
有益效果
(1)本发明实施例中提供了一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,将含有机物的废液先进行蒸氨,产生的氨气经降膜吸收塔淋洗,得到的氨水吸收液可以在其它工艺重复使用,另一方面蒸氨后的废液加入絮凝剂,沉降过滤后的滤液经活性炭吸附,除去其中的有机物,并进一步降低滤液中的铀含量,得到了能用于硅胶吸附的废液,且使得最终的废液可满足国家的排放标准,该处理方法有效解决了含有机物的废液pH高、铀含量低、有机物含量高导致的硅胶柱无法正常吸附处理此类废液的问题。
(2)本发明实施例中针对高温气冷堆球形核燃料元件生产线中含有机物的废液的pH高、铀含量低、有机物含量高的特点,通过对絮凝剂、蒸氨加热方式及温度进行了进一步的选择,使处理效果更佳。
(3)本发明实施例中提供的处理方法还能有效减少硝酸的使用量和废氨水的产生,既经济又安全。
(4)本发明实施例中提供的处理方法还提供了含有氨气的尾气处理方法,安全环保。此外,通过对吸附后的饱和活性炭进行处理,实现了活性炭的重复使用,更加节能。
(5)本发明实施例中提供的处理方法,流程简单,操作方便,简单可靠。随着高温气冷堆核燃料元件这种新型核燃料元件的不断发展,该处理方法具有极大的实用价值。
具体实施方式
为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚,下面将对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例是本发明一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。除非另有其它明确表示,否则在整个说明书和权利要求书中,术语“包括”或其变换如“包含”或“包括有”等等将被理解为包括所陈述的元件或组成部分,而并未排除其它元件或其它组成部分。
另外,为了更好的说明本发明,在下文的具体实施方式中给出了众多的具体细节。本领域技术人员应当理解,没有某些具体细节,本发明同样可以实施。在一些实施例中,对于本领域技术人员熟知的原料、元件、方法、手段等未作详细描述,以便于凸显本发明的主旨。
实施例1
本实施例所用的球形核燃料元件生产线含有机物废液:其pH=13,铀浓度为40mg/L,并且含有包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物。
该废液用传统硅胶吸附处理方法无法处理。
本实施例提供一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,步骤为:
蒸氨:将上述含有机物废液进行搅拌加热,加热方式为电加热或蒸汽加热,加热至60℃,使含有机物废液中的氨气蒸发,废液pH值降至7,得到蒸氨后的废液;氨气蒸发过程中产生的尾气经降膜吸收塔喷淋吸收,水喷射机组洗涤后,排至局排系统;其中,降膜吸收塔喷淋吸收时,喷淋液的流量为9m3/h,喷淋液为生产水;
絮凝:将上述蒸氨后的废液降温至45℃,加入絮凝剂,在50℃下搅拌30min后停止搅拌;静置沉降1.5h;所述的絮凝剂为0.2质量%的硫酸铝钾水溶液;
过滤:取上述静置沉降后的上清液,分析铀浓度,如铀浓度≤400mg/L,则将上清液放入平板过滤器中,利用负压抽滤过滤;如铀浓度>400mg/L,则加氨水沉淀,待铀浓度≤400mg/L后,将上清液放入平板过滤器中,利用负压抽滤过滤;过滤时,控制滤饼厚度≤10mm,及时清理滤饼并装桶送往破碎煅烧工序;
活性炭吸附:将上述过滤后的滤液输送至活性炭吸附柱,控制流量为30L/h,在柱内自上而下运行;吸附后的尾水,按槽输送至正常废水处理岗位,所述槽体积≤280L;有机物碳化:上述活性炭吸附柱内的活性炭饱和后,取出活性炭进行煅烧,煅烧温度为200℃,煅烧时间为8h;
解吸:再生的活性炭,装柱后用4质量%稀硝酸浸泡10h,反复浸泡解吸数次,直至解吸剂中的铀浓度≤200mg/L,生产水淋洗,淋洗至淋洗液中的铀浓度≤50mg/L。
实施例2
本实施例所用的球形核燃料元件生产线含有机物废液:其pH=14,铀浓度为50mg/L,并且含有包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物。
该废液用传统硅胶吸附处理方法无法处理。
本实施例提供一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,步骤为:
蒸氨:将含有机物废液进行搅拌加热,加热方式为电加热或蒸汽加热,加热至100℃,使含有机物废液中的氨气蒸发,废液pH值降至9,得到蒸氨后的废液;氨气蒸发过程中产生的尾气经降膜吸收塔喷淋吸收,水喷射机组洗涤后,排至局排系统;其中,降膜吸收塔喷淋吸收时,喷淋液的流量为11m3/h,喷淋液为生产水;
絮凝:将上述蒸氨后的废液降温至55℃,加入絮凝剂,在55℃下搅拌60min后停止搅拌;静置沉降2h;所述的絮凝剂为1.0质量%的硫酸铝钾水溶液;
过滤:取上述静置沉降后的上清液,分析铀浓度,如铀浓度≤400mg/L,则将上清液放入平板过滤器中,利用负压抽滤过滤;如铀浓度>400mg/L,则加氨水沉淀,待铀浓度≤400mg/L后,将上清液放入平板过滤器中,利用负压抽滤过滤;过滤时,控制滤饼厚度≤10mm,及时清理滤饼并装桶送往破碎煅烧工序;
活性炭吸附:将上述过滤后的滤液输送至活性炭吸附柱,控制流量为40L/h,在柱内自上而下运行;吸附后的尾水,按槽输送至正常废水处理岗位,所述槽体积≤280L;;
有机物碳化:上述活性炭吸附柱内的活性炭饱和后,取出活性炭进行煅烧,煅烧温度为500℃,煅烧时间为10h;
解吸:再生的活性炭,装柱后用6质量%稀硝酸浸泡13h,反复浸泡解吸数次,直至解吸剂中的铀浓度≤200mg/L,生产水淋洗,淋洗至淋洗液中的铀浓度≤50mg/L。
实施例3
本实施例所用的球形核燃料元件生产线含有机物废液:其pH=13,铀浓度为60mg/L,并且含有包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物。
该废液用传统硅胶吸附处理方法无法处理。
本实施例提供一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,步骤为:
蒸氨:将含有机物废液进行搅拌加热,加热方式为电加热或蒸汽加热,加热至80℃,使含有机物废液中的氨气蒸发,废液pH值降至8,得到蒸氨后的废液;氨气蒸发过程中产生的尾气经降膜吸收塔喷淋吸收,水喷射机组洗涤后,排至局排系统;其中,降膜吸收塔喷淋吸收时,喷淋液的流量为10m3/h,喷淋液为生产水;
絮凝:将上述蒸氨后的废液降温至50℃,加入絮凝剂,在52℃下搅拌45min后停止搅拌;静置沉降2.5h;所述的絮凝剂为0.5质量%的硫酸铝钾水溶液;
过滤:取上述静置沉降后的上清液,分析铀浓度,如铀浓度≤400mg/L,则将上清液放入平板过滤器中,利用负压抽滤过滤;如铀浓度>400mg/L,则加氨水沉淀,待铀浓度≤400mg/L后,将上清液放入平板过滤器中,利用负压抽滤过滤;过滤时,控制滤饼厚度≤10mm,及时清理滤饼并装桶送往破碎煅烧工序;
活性炭吸附:将上述过滤后的滤液输送至活性炭吸附柱,控制流量为35L/h,在柱内自上而下运行;吸附后的尾水,按槽输送至正常废水处理岗位,所述槽体积≤280L;
有机物碳化:上述活性炭吸附柱内的活性炭饱和后,取出活性炭进行煅烧,煅烧温度为300℃,煅烧时间为9h;
解吸:再生的活性炭,装柱后用5质量%稀硝酸浸泡12h,反复浸泡解吸数次,直至解吸剂中的铀浓度≤200mg/L,生产水淋洗,淋洗至淋洗液中的铀浓度≤50mg/L。
最后应说明的是:以上实施例仅用以说明本发明的技术方案,而非对其限制;尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明,本领域的普通技术人员应当理解:其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改,或者对其中部分技术特征进行等同替换;而这些修改或者替换,并不使相应技术方案的本质脱离本发明各实施例技术方案的精神。

Claims (8)

1.一种球形核燃料元件生产线含有机物废液的处理方法,包括以下步骤:
蒸氨:将含有机物废液进行搅拌加热,使含有机物废液中所含氨气蒸发从而使废液pH值降至7-9;
絮凝:pH值降至7-9的废液降温至45-55℃,加入絮凝剂,搅拌30-60min后,静置沉降1.5h以上;
过滤:取上述静置沉降后的上清液,分析铀浓度;如铀浓度≤400mg/L,则将上清液放入平板过滤器中利用负压抽滤过滤;如铀浓度>400mg/L,则加氨水沉淀,待铀浓度≤400mg/L后,将上清液放入平板过滤器中利用负压抽滤过滤;过滤时,控制滤饼厚度≤10mm;
活性炭吸附:将上述过滤后的滤液输送至活性炭吸附柱,控制流量为30-40L/h,在柱内自上而下运行;吸附后的尾水,按槽输送至废水处理岗位,所述槽体积≤280L。
2.根据权利要求1所述的处理方法,其特征在于:所述含有机物废液的pH≥12,铀浓度为30-70mg/L,并且含有包括尿素、聚乙烯醇和四氢糠醇的有机物。
3.根据权利要求1所述的处理方法,其特征在于:所述的絮凝剂为硫酸铝钾水溶液,浓度为0.2-1.0质量%。
4.根据权利要求1所述的处理方法,其特征在于:蒸氨步骤中,加热方式为电加热或蒸汽加热,加热至60-100℃。
5.根据权利要求1所述的处理方法,其特征在于:蒸氨步骤中,氨气蒸发过程中产生的尾气经降膜吸收塔喷淋吸收,喷淋液的流量为9-11m3/h,喷淋液为循环使用的生产水。
6.根据权利要求1所述的处理方法,其特征在于:对进行过吸附的饱和活性炭的处理包括以下步骤:
有机物碳化:活性炭饱和后,取出活性炭进行煅烧,煅烧温度为200-500℃,煅烧时间为8-10h;
解吸:煅烧后的活性炭装柱后用稀硝酸作为解吸剂浸泡解吸附,直至解吸剂中的铀浓度≤200mg/L,生产水作为淋洗液淋洗,淋洗至淋洗液中的铀浓度≤50mg/L。
7.根据权利要求5所述的处理方法,其特征在于:所述解吸剂为4-6质量%稀硝酸。
8.根据权利要求1所述的处理方法,其特征在于:所述球形核燃料元件生产线适用于高温气冷堆球形核燃料元件的生产。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110853790A (zh) * 2019-11-21 2020-02-28 清华大学 高温气冷堆燃料元件生产废液的处理方法及处理系统
CN112951470A (zh) * 2019-12-10 2021-06-11 中核北方核燃料元件有限公司 一种含有机物含放射性核素废液的处理方法

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4800042A (en) * 1985-01-22 1989-01-24 Jgc Corporation Radioactive waste water treatment
JPH06130190A (ja) * 1992-10-14 1994-05-13 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 放射性廃液の処理方法
CN103204601A (zh) * 2013-04-23 2013-07-17 清华大学 一种废水处理方法
CN104291489A (zh) * 2014-10-15 2015-01-21 清华大学 高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的处理方法
CN106971767A (zh) * 2017-04-24 2017-07-21 清华大学 一种高温气冷堆燃料元件生产废水的处理方法及装置
CN107240432A (zh) * 2017-05-18 2017-10-10 重集团大连工程技术有限公司 一种核电厂放射性废液处理工艺方法
CN108182983A (zh) * 2017-12-28 2018-06-19 北京航天新风机械设备有限责任公司 一种铀纯化放射性废水的治理方法
CN108257706A (zh) * 2016-12-29 2018-07-06 中核建中核燃料元件有限公司 一种含铀废水处理方法
CN108269637A (zh) * 2017-12-27 2018-07-10 中核北方核燃料元件有限公司 一种球形核燃料元件生产线含有机物废液处理装置

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4800042A (en) * 1985-01-22 1989-01-24 Jgc Corporation Radioactive waste water treatment
JPH06130190A (ja) * 1992-10-14 1994-05-13 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 放射性廃液の処理方法
CN103204601A (zh) * 2013-04-23 2013-07-17 清华大学 一种废水处理方法
CN104291489A (zh) * 2014-10-15 2015-01-21 清华大学 高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的处理方法
CN108257706A (zh) * 2016-12-29 2018-07-06 中核建中核燃料元件有限公司 一种含铀废水处理方法
CN106971767A (zh) * 2017-04-24 2017-07-21 清华大学 一种高温气冷堆燃料元件生产废水的处理方法及装置
CN107240432A (zh) * 2017-05-18 2017-10-10 重集团大连工程技术有限公司 一种核电厂放射性废液处理工艺方法
CN108269637A (zh) * 2017-12-27 2018-07-10 中核北方核燃料元件有限公司 一种球形核燃料元件生产线含有机物废液处理装置
CN108182983A (zh) * 2017-12-28 2018-06-19 北京航天新风机械设备有限责任公司 一种铀纯化放射性废水的治理方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
丰利娟 胡凤岐 等: "高温气冷堆燃料元件生产线概述", 《中国核科学技术进展报告》 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110853790A (zh) * 2019-11-21 2020-02-28 清华大学 高温气冷堆燃料元件生产废液的处理方法及处理系统
CN110853790B (zh) * 2019-11-21 2021-12-14 清华大学 高温气冷堆燃料元件生产废液的处理方法及处理系统
CN112951470A (zh) * 2019-12-10 2021-06-11 中核北方核燃料元件有限公司 一种含有机物含放射性核素废液的处理方法

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Publication number Publication date
CN109003693B (zh) 2019-10-25

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