CN111434373A - 利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统 - Google Patents

利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统 Download PDF

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Abstract

本发明涉及利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统。在本发明的方法和系统中，采用对较高非放射性离子浓度背景下的放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料。本发明的方法包括如下步骤：1)提供对较高非放射性离子浓度背景下的放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料；2)使放射性废液流经所述膜材料的表面，从而分离浓缩放射性核素。本发明的方法和系统能够有效地分离浓缩放射性废液中放射性核素，并对其进行固化处理，尤其是对放射性同位素Cs和Co具有优异的去除效果，大大减少了二次废物量，简化了工艺，提高了安全性。

Description

利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和 系统
技术领域
本发明涉及利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统。
背景技术
核电作为一种重要的清洁能源，正在逐渐成为世界能源结构中的重要组成部分。然而，在核电厂的日常运行及事故工况中，通常产生大量放射性废液。
为了满足国标《核动力厂环境辐射防护》(GB6249-2011)的排放要求，核电厂放射性废液处理系统对放射性物质的去污因子通常需要至少达到103-104量级。
传统的低放废液处理方法包括离子交换法、无机吸附法、化学沉淀法、蒸发浓缩法、膜分离法等。但是，化学沉淀、离子交换、无机吸附等存在产生大量二次废物的现象，而蒸发浓缩操作复杂、能耗高、维护维修成本高。
相比之下，反渗透技术因其核素分离率高、二次废物量小的特点，展示了较强的应用前景。然而，目前大部分商用的有机反渗透膜主要是用于脱盐的目的，在去除质量浓度极低的放射性核素时，效率较差，而且容易结垢。在核电废液处理的实际应用中，由于核素浓度极低，常规的反渗透技术难以达到令人满意的核素截留效率。例如，目前的商业反渗透膜对放射性Cs的截留率仅为90％左右，在实际应用中往往低于85％，对放射性Sr、Co的截留率为95％左右。即使采用二级反渗透工艺，对放射性核素的去污因子也难以超过100，不能满足低放废液处理系统对核素的去污要求。尽管提高反渗透工艺的级数，能够有效提高反渗透系统对核素的去污能力，然而级数过高会增加废液处理系统的能耗、复杂程度，导致系统安全系数降低。
为了改进商用反渗透膜的性能，可以对其进行改性。目前用于改性反渗透膜的方法包括物理改性，包括表面吸附、表面涂覆等；和化学改性，包括化学接枝、自由基接枝聚合以及原子转移自由基聚合等。在物理改性中，改性材料与反渗透膜的分离层相互作用，主要通过范德华力，静电相互作用或氢键作用结合在一起，长期运行可能不稳定。相比之下，在化学改性中，材料通过共价键连接到反渗透膜的表面，具有更好的化学和结构稳定性。因此，化学接枝被认为是改性膜表面的最有希望的方法之一。然而，大部分接枝方法繁琐，接枝效率低。
此外，放射性废液本身的处理难度较大，主要表现在以下几个方面：
1)核电厂放射性废液中含有Na-24、Cr-51、Mn-54、Fe-55、Fe-59、Co-58、Co-60、Zn-65、Sr-89、Sr-91、Zr-95、Nb-95、Mo-99、Tc-99m、Ru-103、Ru-106m、Ag-110m、Te-129m、Te-129、Te-131m、Te-131、Te-132、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-141、Ce-143、Ce-144、W-187、Np-239等上百种核素。各核素的性质(例如浓缩富集性质，存在形态，浓度，化合价，腐蚀性等)复杂且可在不同操作条件(例如pH值、离子强度、温度等)下发生变化，对核素的浓缩富集造成一定的难度。
2)放射性核素的质量浓度极低，一般为10-3微克/升以下；而共存的非放射性离子如K、Na、Ca、Mg的浓度较高，一般为毫克/升的量级，甚至高达克/升量级，这些非放射性离子的存在影响反渗透膜两侧的压力，进而严重影响放射性废液中核素的浓缩和固化。
3)需要尽可能降低二次放射性废物的量，以较高的截留率浓缩放射性废液中的核素。
4)需要同时考虑放射性条件下的设备可操作性与可维护维修性、燃料动力消耗、各核素的存在状态和浓缩性质差异等因素。
5)在尽可能简化工艺的情况下，难于使各处理方式间相互协调配合，难以高效地浓缩放射性废液中核素。
现有技术中尚没有针对放射性废液中核素、尤其是半径较小的核素的具有高的核素截留率且操作简单的分离浓缩方法和系统。
因此，需要具有非常高的核素截留率的分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统，并且不增加系统的复杂程度，减少二次废物量。
发明内容
本发明的目的之一在于：提供一种具有对放射性核素具有优异截留率、操作简单、二次废物少的分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统。
通过采用根据本发明的技术方案，能够实现上述目的。
本发明的第一方面提供利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法，其包括如下步骤：
1)提供对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料；
2)使放射性废液流经所述膜材料的表面，从而分离浓缩放射性核素。
进一步地，步骤1)包括如下用于制备对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料的步骤：
将膜基底材料用活化剂进行活化；
然后，用聚乙烯亚胺水溶液进行改性，直至材料表面的Zeta电位由负值变为正值。
本发明的第二方面提供利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的系统，其包含：
a)废液供给单元；
b)浓缩单元，所述浓缩单元包含至少一个反渗透装置，所述废液供给单元与所述浓缩单元的入口相连，
其中，所述反渗透装置包含对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料。
发明人创造性地提出：在反渗透膜表面的羧基上接枝正电基团(例如通过用聚乙烯亚胺改性)，使正电基团覆盖羧基，使得膜表面电荷从负电转为正电；将得到的具有特异性表面的反渗透膜材料用于分离浓缩放射性废液中放射性核素。经过测试，惊奇地发现，采用本发明的方法和系统，能够大幅提高对放射性Cs、Co的分离效率，甚至分别从11.70、28.65提高到1250、1250。即，去污因子均提高到了1000以上，远远高于商业反渗透膜。如此高的分离效率和去污因子是现有技术中采用类似的方法无法实现的，即便在现有的方法和系统中通过增加反渗透膜的级数等手段达到这样高的分离效率和去污因子，则不可避免地使体系更加复杂、二次废物量增大。
利用二级或三级、优选地二级反渗透系统可以进一步达到对低放废液的处理要求，总的去污因子至少达到3～4个数量级。相比传统的精处理工艺离子交换，本发明的方法和系统所产生的二次废物量大大减少，系统得到了简化，安全性也有所提高。在对放射性废液中的放射性核素进行一段时间的浓缩后，将浓缩液通过固化处理后进行安全贮存。在膜组件中RO膜的表面剂量率超过标准时，也进行固化处理。
因此，根据本发明的方法和系统不仅大幅提高对放射性核素的分离效率，而且大大减少二次废物量，简化处理过程。
附图说明
图1是本发明的一种示例性实施方式的示意图。
具体实施方式
下面结合具体的实施方式对本发明作进一步阐述，但本发明并不限于以下实施例。所述原材料及检测所用标准化学试剂如无特别说明均能从公开商业途径获得。除另有说明外，所有的份数和百分比都以重量计，并且所有的分子量是重均分子量。
在本文中使用时，“去污因子”(DF)可以用于衡量分离过程中对放射性核素的去除程度，该因子可以根据(原水的放射性活度)/(清水的放射性活度)*100％来计算。
在本发明的一个方面，提供了利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法，其包括如下步骤：
1)提供对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料；
2)使放射性废液流经所述膜材料的表面，从而分离浓缩放射性核素。
本发明中的特异性膜材料是对一些放射性核素具有高去污因子的膜材料。优选地，本发明中的特异性膜材料对放射性核素Cs和/或Co均具有高去污因子，尤其是对Cs具有高去污因子。
在一些优选的实施方式中，本发明的膜材料对Cs的去污因子为至少30，更优选地至少40，甚至更优选地至少50。在甚至更优选的实施方式中，本发明的膜材料对Cs的去污因子可以为至少60，例如80、100、200、300、500、800或1000。
在一些优选的实施方式中，本发明的膜材料对Co的去污因子为至少50，更优选地至少80，甚至更优选地至少100。在甚至更优选的实施方式中，本发明的膜材料对Co的去污因子可以为至少120，例如200、300、500、800或1000。在一些实施方式中，本发明的膜材料对Co的去污因子甚至可以达到1200以上，或者3000以上。
不期望受理论限制，发明人认为，反渗透膜对核素的截留效果，除了受到膜分离层的致密程度影响外，还受到电荷密度的影响。当溶液中电解质浓度较低时，分离层内部的负电荷能够协助核素跨膜扩散，有利于核素的传质。分离层内负电荷密度越高，核素的传质速率越快，即反渗透膜对核素的截留效率越低。因此，当处理核素浓度为痕量的低放废液时，负电荷不能提高核素截留率，而正电荷能够以静电排斥作用阻碍核素靠近膜表面，有利于核素的截留。
在一些实施方式中，本发明的方法包括制备对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料的步骤。表面接枝方法尤其是化学接枝具有改性之后反渗透膜性质稳定、操作简单和成本低等优点，引起了相当大的关注。在本发明的方法中，优选地采用化学接枝方法对膜基底材料进行改性。
在一些优选的实施方式中，步骤1)包括用于制备对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料的步骤。优选地，特异性膜材料通过如下步骤进行制备：将膜基底材料用活化剂进行活化；然后，用聚乙烯亚胺水溶液进行改性，直至材料表面的Zeta电位由负值变为正值。
在一些优选的实施方式中，膜基底材料是聚酰胺材料。聚酰胺膜材料具有优异的分离性能和较大的通量。聚酰胺膜表面本身是目前最常用的反渗透膜材料，在去除放射性核素时，效率较差，而且还存在膜结垢的问题。在本发明的技术方案中，对膜基底材料进行改性后，使表面的Zeta电位由负值变为正值，获得了进一步较高的截留性能、尤其是对放射性核素的截留性能，同时保留其较大的通量等优点。
在一些优选的实施方式中，用碳化二亚胺和N-羟基琥珀酰亚胺活化将膜基底材料进行活化。
优选地，在活化步骤中，使用碳化二亚胺的柠檬酸/柠檬酸钠缓冲溶液液，其中碳化二亚胺的含量为缓冲液质量分数的0.05到0.2％。例如，碳化二亚胺的含量为缓冲液质量分数的0.06到0.18％，优选地0.08到0.15％，更优选地0.1到0.12％。在一个实施方式中，缓冲溶液具有0.5至2mol/L的浓度和4.6-5的pH。优选地，缓冲溶液具有约4.8的pH。缓冲溶液也可以具有0.8至1.5mol/L的浓度，例如1.0、1.2或1.3mol/L的浓度。
优选地，在活化步骤中，使用N-羟基琥珀酰亚胺的水溶液，其中所述N-羟基琥珀酰亚胺的含量为水相质量分数的0.05到0.2％。例如，碳化二亚胺的含量为缓冲液质量分数的0.06到0.18％，优选地0.08到0.15％，更优选地0.10到0.12％。
在本发明的方法中，根据活化剂的浓度、膜基底材料的类型等，可以调整活化步骤的活化时间。例如，活化时间约为0.5至3小时，优选地1至2小时。在一个示例性实施方式中，碳化二亚胺和N-羟基琥珀酰亚胺的活化时间为1小时，其中先用碳化二亚胺处理10分钟，接着用N-羟基琥珀酰亚胺处理50分钟。
在本发明的方法中，优选地采用聚乙烯亚胺(PEI)作为改性剂。不期望受理论限制，聚乙烯亚胺是一种具有较高反应活性的亲水性高分子聚合物。通过化学接枝、表面沉积的方法用聚乙烯亚胺对反渗透膜材料进行改性，能够提高其抗污染性能。发明人发现，聚乙烯亚胺作为改性剂，能够得到特异性反渗透膜，从而提高对放射性核素离子(尤其是痕量的Cs和Co)的截留率。同时，在化学接枝聚乙烯亚胺的过程中不会完全堵住膜基底材料表面的孔隙，且聚乙烯亚胺为亲水性物质，使得制备的聚酰胺膜具有良好的纯水通量。
进一步地，在本发明的膜材料中，聚酰胺反渗透膜具有30LMH或更高的膜通量。
在一些优选的实施方式中，在用于改性的聚乙烯亚胺水溶液中，聚乙烯亚胺的浓度为0.5重量％至7.5重量％。更优选地，聚乙烯亚胺在水溶液中的浓度为1.5重量％至7重量％，甚至更优选2重量％至5重量％，例如3重量％、3.5重量％、4重量％、4.5重量％或者5.5重量％。
在一些实施方式中，聚乙烯亚胺的重均分子量在600至100000道尔顿范围内。优选地，聚乙烯亚胺的重均分子量在8000至80000道尔顿范围内，更优选地在10000至70000道尔顿范围内。例如，聚乙烯亚胺的重均分子量为12000、15000、20000、25000、30000、40000、50000、60000或者70000道尔顿。甚至更优选地，聚乙烯亚胺的重均分子量为70000道尔顿。
在一些实施方式中，聚乙烯亚胺包括主体直链的聚乙烯亚胺(简称“直链聚乙烯亚胺”)和支化聚乙烯亚胺。在一些优选的实施方式中，直链聚乙烯亚胺与支化聚乙烯亚胺的质量比例在2:1至1:2范围内。优选地，直链聚乙烯亚胺与支化聚乙烯亚胺的质量比例在1.2:1至1:1.2范围内，更优选地在1.1:1至1:1.1范围内，甚至更优选地在1.05:1至1:1.05范围内。最优选地，直链聚乙烯亚胺与支化聚乙烯亚胺的质量比例1:1。
在一些实施方式中，本发明的特异性膜材料是改性的聚酰胺膜，优选地经聚乙烯亚胺改性的聚酰胺膜。更优选地，本发明的膜材料是经支化聚乙烯亚胺和直链聚乙烯亚胺改性的聚酰胺膜。
发明人发现，采用在上述优选范围内的分子量和比例的聚乙烯亚胺，能够显著提高膜材料对核素Cs和Co的分离效率。甚至，出乎预料的，在采用上述优选的方案的特定组合时，本发明的膜材料对核素Cs和Co的去污因子均提高到1250，从而进一步降低渗透液的放射活性，甚至获得“近零”排放。
在本发明的步骤1)中，改性步骤的时间足够长，以使膜基底材料的表面被相对充分地改性。优选地，用聚乙烯亚胺水溶液改性8至20小时。在一个示例性实施方式中，聚乙烯亚胺水溶液的处理时间为12小时。此外，为了使改性快速高效地进行，在改性过程中对体系进行遮光处理。
在一些实施方式中，在进行活化之前，用有机溶剂处理膜基底材料，以去除膜基底的杂质(例如甘油)。在一个示例性实施方式中，将膜基底材料用异丙醇溶液浸泡，以使所述膜基底材料的表面清洁。例如，采用浓度为20-40％的异丙醇溶液。在浸泡后，还可以用去离子水清洗经浸泡的膜基底材料。浸泡的时间、洗涤时间和洗涤次数取决于膜基底材料本身的性质(例如表面清洁度)和对经活化的膜材料的性能要求。本领域技术人员能够根据实际情况和期望的产品性质，合理地确定浸泡的时间、洗涤时间和洗涤次数。例如，25％异丙醇溶液中浸泡20分钟；随后，用去离子水清洗6次，每次30分钟。
在本发明的方法中，优选地，步骤2)包含二级或三级的反渗透系统。
在优选的实施方式中，步骤2所述的反渗透系统中，单只膜组件的回收率为20％，单级反渗透膜块的回收率为70％。进一步优选地，本发明的方法系统还包括步骤3)：回收富含放射性核素的浓缩液并循环到步骤2)的放射性废液中。采用这种方式，能够进一步提高核素的浓缩倍数，提高膜材料的浓缩效率，减小待固化或贮存的浓缩液的体积。
在优选的实施方式中，本发明的方法还包括：步骤4)，使步骤2)中获得的富含核素的浓缩液和/或使用到期的膜材料固化。优选地，在分离浓缩过程中，监测浓缩液中核素的浓度和/或反渗透膜表面剂量率和/或盐浓度。当浓缩液中核素的浓度和/或反渗透膜表面剂量率和/或盐浓度达到某一给定值时，将富含核素的浓缩液和/或使用到期的膜材料进行固化处理，并安全贮存。本领域技术人员根据实际的处理需要，能够合理地确定进行固化处理时浓缩液中核素的浓度和/或反渗透膜表面剂量率和/或盐浓度。例如，可以在盐浓度达到200～300g/L时，进行固化处理。本领域技术人员也可以根据膜通量、去污能力降低等因素，综合确定“使用到期的膜材料”。
固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等。也可以在用树脂浓缩富集后/或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
为了评估本发明的方法的效果，可以使用错流反渗透系统进行测试。优选地，测试条件为压强为1.2MPa，单只膜组件的回收率为20％，单级反渗透膜块的回收率为70％，温度为25℃。具体的示例性测试方案示于下文的实施例部分。
在本发明的第二个方面，提供了利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的系统，其包含：
a)废液供给单元；
b)浓缩单元，所述浓缩单元包含至少一个反渗透装置，所述废液供给单元与所述浓缩单元的入口相连，
其中，所述反渗透装置包含对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料。
在一些实施方式中，本文中所描述的特异性膜材料装入膜元件或膜组件，并集成为膜系统。优选地，特异性膜材料是上文中所描述的改性的聚酰胺材料，更优选地经聚乙烯亚胺改性的聚酰胺材料。
在一些优选的实施方式中，浓缩单元包含两个或三个串联的反渗透装置，从而形成二级或三级反渗透系统。优选地，采用二级反渗透系统。
在一些优选的实施方式中，浓缩单元的浓缩液出口与废液供给单元相连，使得浓缩液能够循环到废液供给单元中。采用这种方式，能够进一步提高核素的浓缩倍数，提高膜材料的浓缩效率，减小待固化或贮存的浓缩液的体积。
在一些优选的实施方式中，本发明的系统还包含c)固化单元。在固化单元中，使浓缩单元中获得的富含核素的浓缩液和/或膜材料固化。在对放射性废液中的放射性核素进行一段时间的浓缩后，将浓缩液通过固化处理后进行安全贮存。在膜组件中RO膜的表面剂量率超过标准时，也进行固化处理。优选地，本发明的系统还包含用于监测浓缩液中核素的浓度和/或反渗透膜表面剂量率的装置。当浓缩液中核素的浓度和/或反渗透膜表面剂量率达到某一给定值时，将其进行固化处理，并安全贮存。固化单元可以采用水泥固化、桶内干燥等固化方式。固化单元也可以包含用于进一步浓缩核素的树脂/或者进一步蒸发浓缩液的蒸发器，使得富含核素的浓缩液和/或膜材料在进行固化处理之前被进一步浓缩。
在一些优选的实施方式中，本发明的系统还包含位于浓缩单元前面的预处理单元。在预处理单元中，对废液进行预处理。预处理的示例包括氧化、过滤、吸附、离子交换及其任意组合。在一些示例性实施方式中，可以采用紫外光、臭氧、双氧水和/或次氯酸钠等对废液进行氧化。在一些示例性实施方式中，可以采用活性炭等吸附剂来去除废液中的杂质。过滤可以例如通过使用保安过滤器、纸芯过滤器、自清洗过滤器、超滤或其任意组合来进行。在一些示例性实施方式中，可以用离子交换树脂对废液进行预处理。离子交换树脂的示例包含氢型阳离子交换树脂和氢氧型阴离子交换树脂。
本发明的系统能够高效地实施上文中所描述的利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法，并获得本文中所描述的多个有益效果，例如能耗低、设备简单、操作方便且浓缩固化后核素的量小等。
发明人惊奇地发现，本发明的方法和系统实现非常优异的对放射性核素的去污因子，例如至少50，优选地至少70，更优选地至少100，甚至高达1250。可见，通过本发明的方法和系统，可以以非常高的去除效果分离浓缩放射性废液(尤其是低放废液)中的放射性核素，从而以较小的废物量、较高的去污因子、较高的浓缩倍数分离浓缩放射性核素。与现有的分离浓缩放射性废液中核素的方法和系统相比，本发明创新性地采用了对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料，并证实了这种膜材料对放射性废液中特定核素的截流效果。
而且，在本发明的方法和系统中，蒸发步骤不是必需的。因此本发明的方法和系统高度简化，所采用的设备在尺寸、可操作性、可维护维修性、燃料动力消耗上等与其他方法相比都具有明显的优势。因此，本发明的方法和系统表现出对放射性核素的分离效率高、能耗低、设备简单、操作方便且浓缩固化后核素的量小等优点。
发明人指出，为了解决本发明所涉及的技术问题，考虑了诸多可能的技术方案，进行了大量实验探索，花费了大量的人力、物力，才获得本文中所记载的技术方案。本文记载的技术方案需要付出创造性劳动并克服多个困难。所要克服的困难包括但不限于：一方面，在本领域，放射性废液极具特殊性。一些技术路线在非放射性料液条件下和放射性料液条件下表现出迥然不同的行为，不通过放射性实验的操作与测试，所考虑的工艺和系统往往表现出与非放射性料液条件下在分离效率、对某一特定核素的选择性、能耗等方面表现出较大的差异。另一方面，核电厂放射性废液中含有上百种核素。通过对单组分核素与多组分核素的浓缩富集规律研究，发明人发现，在上百种核素中，有几种核素、尤其是核素Cs无法有效被反渗透浓缩。现有技术中无法采用简单的方法和系统实现对核素Cs的较高的截留率。针对各种核素的浓缩性质，发明人对分离浓缩的膜材料以及方法和系统进行设计，实现以优异的截留率对Cs的分离浓缩。
图1给出了二级反渗透系统的示例性实施方式的示意图。
在图1中，低放废液进入模块1进行反渗透处理，获得的浓缩液进入模块2进行反渗透处理。将从模块2获得的浓缩液循环到模块2中，并将从模块2获得的渗透液返回到模块1中。将从模块1获得的渗透液进入模块3。从模块3获得的浓缩液可以返回到模块3中，也可以返回到模块1中。从模块3获得的渗透液可以进行排放。可以监测来自模块1和模块2的浓缩液中核素的浓度和/或反渗透膜表面剂量率。根据实际情况和需要，可以将使用到期的模块1、模块2和模块3各自独立地进行固化处置，也可以将来自模块2的富含核素的浓缩液进行固化处置。在模块1、2和3中均可采用本文中所描述的特异性膜材料。
此外，本发明还涉及一种聚酰胺反渗透膜，其包含聚酰胺基础膜和接枝到所述聚酰胺基础膜上的聚乙烯亚胺层。优选地，在本发明的聚酰胺反渗透膜中，聚乙烯亚胺层是由包含支化聚乙烯亚胺的聚乙烯亚胺形成的。更优选地，所述聚乙烯亚胺包含质量比为1.2:1至1.2:1的衍生自支化聚乙烯亚胺的片段与衍生自直链聚乙烯亚胺的片段。
如前文所描述，本发明的反渗透膜作为膜材料对放射性核素(例如Cs和Co)具有高的去污因子。因而，采用本发明的反应渗透膜时，可以在简单的反渗透系统中获得非常高的总体去污效果。在一些优选的实施方式中，采用包含本发明的反应渗透膜的二级反应渗透膜，能够同时获得对Cs和Co均超过500的去污因子，甚至均超过1000的去污因子。
实施例
通过下文的实施例对本发明的技术方案进行示例性地说明。
实施例1：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用5％的，分子量为600的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到64.10、263.16。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为990.93、16765.98，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例2：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用5％的，分子量为1800的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到68.03、1428.57。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为1116.28、494672.30，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例3：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用5％的，分子量为10000的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到112.36、434.78。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为3050.90、45791.75，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例4：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用0.5％的，分子量为70000的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到114.23、3306.88。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为3120.73、1515114，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。而富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例5：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用1％的，分子量为70000的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到73.53、181.82。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为1304.58、7998.33，即放射性核素离子的去污因子在103～104。而富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例6：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用2％的，分子量为70000的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到169.49、434.78。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为6949.57、45791.75，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例7：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用5％的，分子量为70000的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性的聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到129.87、3333.33。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为4077.60、2693643.10，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例8：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用7.5％的，分子量为70000的主体直链的聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性的聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到52.63、217.39。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为667.38、11438.04，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例9：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用3.5％分子量为70000的直链聚乙烯亚胺和1.5％分子量为25000的支化聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性的聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到75.19、140.85。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为1364.23、4796.89，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例10：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用2.5％分子量为70000的直链聚乙烯亚胺和2.5％分子量为25000的支化聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性的聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到1250、1250。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为378718.53、378718.53，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例11：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用1.5％分子量为70000的直链聚乙烯亚胺和3.5％分子量为25000的支化聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性的聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到82.64、158.73。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为1648.85、6094.23，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
实施例12：
将聚酰胺膜置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃去离子水中保存；先用碳化二亚胺溶液覆盖10分钟，接着加入N-羟基琥珀酰亚胺溶液，覆盖50分钟之后倒掉废液，用去离子水清洗反渗透膜2次；再用5％分子量为25000的枝化聚乙烯亚胺溶液覆盖12小时，过程中进行遮光处理，之后倒掉废液，用去离子水清洗膜2次，得到改性的聚酰胺膜材料。
将改性膜材料进行干燥，经分析测试，膜表面的Zeta电位由负值变为正值。然后将改性膜材料装入膜测试装置进行测试，模拟废液中核素Cs、Co的浓度为2000ppb，测试条件为压强为1.2MPa，错流速率为0.4m/s，温度为25℃。结果表明，放射性核素离子被膜截留，不能进入膜透过液，改性膜材料对Cs、Co的去污因子分别11.70、28.65提高到81.97、178.57。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为1621.88、7714.94，即放射性核素离子的去污因子在103～104以上。富集了大量放射性核素离子的浓缩液可以回用或者固化后贮存。固化处理方式包括水泥固化、桶内干燥等，也可以用树脂浓缩富集后或者进一步蒸发浓缩后，进行固化处理。
对照例1：
将聚酰胺膜材料置于25％异丙醇溶液中浸泡20分钟，之后用去离子水清洗6次，每次30分钟，置于4℃保存。该膜材料对于核素Cs、Co的去污因子分别为11.70、28.65。
将处理后的膜装入膜元件，集成为图1所示二级反渗透膜系统。在处理过程中，核电厂产生的放射性废液进入膜系统，系统对于对Cs、Co的去污因子分别为32.89、197.14。
表1聚酰胺膜材料的使用性能
项目 对照例1 实施例1 实施例2 实施例3 实施例4 实施例5 实施例6
Cs去污因子 11.70 64.10 68.03 112.36 114.23 73.53 169.49
Co去污因子 28.65 263.16 1428.57 434.78 3306.88 181.82 434.78
膜通量(LMH) 64.00 60.00 57.09 54.55 51.50 68.80 47.86
二级反渗透系统Cs去污因子 32.89 990.93 1116.28 3050.90 3120.73 1304.58 6949.57
二级反渗透系统Co去污因子 197.14 16765.98 494672.30 45791.75 1515114 7998.33 45791.75
项目 对照例1 实施例7 实施例8 实施例9 实施例10 实施例11 实施例12
Cs去污因子 11.70 129.87 52.63 75.19 1250 82.64 81.97
Co去污因子 28.65 3333.33 217.39 140.85 1250 158.73 178.57
膜通量(LMH) 64.00 48.42 42.75 36.33 54.73 44.47 35.80
二级反渗透系统Cs去污因子 32.89 4077.60 667.38 1364.23 378718.53 1648.85 1621.88
二级反渗透系统Co去污因子 197.14 2693643.10 11438.04 4796.89 378718.53 6094.23 7714.94
从表1的结果可以看出，本发明的技术方案大幅提高了对放射性废液中核素Cs和Co的去污因子。尤其是，采用本发明的技术方案，仅通过一级反渗透处理，即可对核素Cs的去污因子普遍从11.70提高到至少52.63、优选地至少70且更优选地至少100，甚至提高到1250，而对核素Co的去污因子普遍从28.65提高到至少100、优选地至少125、更优选地至少200、还更优选地至少333，甚至更优选地提高到1250。同时，膜通量保持在30LMH以上。如此优异的去污因子是现有技术中无法实现的，也出乎了本领域普通技术人员的预料。
上面通过具体实施例的方式对本发明的各个方面进行了解释，但是本领域技术人员可以理解：本发明并不仅限于上面所描述的具体实施方式，本领域技术人员对本文所公开的各种具体技术手段、原料、装置、工艺步骤等所做的等效替换和以及各种技术手段、原料、装置、工艺步骤等的组合都在本发明的范围之内。
为了进一步举例说明本发明的某些方面，本发明还具体地提供了如下的一些非限制性实施方式：
1.利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法，其包括如下步骤：
1)提供对放射性核素Cs具有至少30的去污因子的特异性膜材料；
2)使放射性废液流经所述膜材料的表面，从而分离浓缩放射性核素。
2.根据实施方式1所述的方法，其中，步骤1)包括如下用于制备对放射性核素Cs具有至少30的去污因子的特异性膜材料的步骤：
将膜基底材料用活化剂进行活化；
然后，用聚乙烯亚胺水溶液进行改性，直至材料表面的Zeta电位由负值变为正值。
3.根据实施方式2所述的方法，其中，在所述水溶液中所述聚乙烯亚胺的浓度为0.5重量％至7.5重量％。
4.根据实施方式2所述的方法，其中，所述聚乙烯亚胺的重均分子量在600至100000道尔顿范围内。
5.根据实施方式2所述的方法，其中，在所述聚乙烯亚胺中直链聚乙烯亚胺与支化聚乙烯亚胺的比例在1.2:1至1:1.2范围内。
6.根据实施方式2所述的方法，其中，所述活化剂是碳化二亚胺和N-羟基琥珀酰亚胺。
7.根据实施方式2中任一项所述的方法，其中，在进行活化之前，将所述膜基底材料用异丙醇溶液浸泡，以使所述膜基底材料的表面清洁。
8.根据实施方式1-7中任一项所述的方法，其中，所述步骤2)包含二级或三级的反渗透系统。
9.根据实施方式1-7中任一项所述的方法，其中，所述膜基底材料是聚酰胺材料。
10.根据实施方式1-7中任一项所述的方法，其还包括：
3)回收富含放射性核素的浓缩液并循环到步骤2)的放射性废液中。
11.根据实施方式1-7中任一项所述的方法，其还包括：
4)使步骤2)中获得的富含核素的浓缩液和/或膜材料固化。
12.根据实施方式1-7中任一项所述的方法，其中，在所述放射性废液中，核素放射性活度水平为109Bq/L以下。
13.利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的系统，其包含：
a)废液供给单元；
b)浓缩单元，所述浓缩单元包含至少一个反渗透装置，所述废液供给单元与所述浓缩单元的入口相连，
其中，所述反渗透装置包含对放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料。
14.根据实施方式13所述的系统，其中，所述浓缩单元包含两个或三个串联的反渗透装置。
15.根据实施方式13所述的系统，其中，所述膜材料是经聚乙烯亚胺改性的聚酰胺材料。
16.根据实施方式13至15中任一项所述的系统，其中，所述浓缩单元的浓缩液出口与所述废液供给单元相连，使得浓缩液能够循环到所述废液供给单元中。
17.根据实施方式13至15中任一项所述的系统，其还包含：
c)固化单元，在所述固化单元中，对所述浓缩单元中获得的富含核素的浓缩液和/或使用到期的膜材料进行固化处置。
18.根据实施方式13至15中任一项所述的系统，其还包含位于所述浓缩单元前面的预处理单元，在所述预处理单元中对所述废液进行预处理，所述预处理选自氧化、过滤、吸附、离子交换及其任意组合。
19.一种聚酰胺反渗透膜，其包含聚酰胺基础膜和接枝到所述聚酰胺基础膜上的聚乙烯亚胺层，其中所述聚乙烯亚胺层是由包含支化聚乙烯亚胺的聚乙烯亚胺形成的，并且衍生自支化聚乙烯亚胺的片段与衍生自直链聚乙烯亚胺的片段的质量比为1.2:1至1.2:1。

Claims (11)

1.利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法，其包括如下步骤：
1)提供对放射性核素Cs具有至少30的去污因子的特异性膜材料；
2)使放射性废液流经所述膜材料的表面，从而分离浓缩放射性核素。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，步骤1)包括如下用于制备对放射性核素Cs具有至少30的去污因子的特异性膜材料的步骤：
将膜基底材料用活化剂进行活化；
然后，用聚乙烯亚胺水溶液进行改性，直至材料表面的Zeta电位由负值变为正值。
3.根据权利要求1-2中任一项所述的方法，其中，所述步骤2)包含二级或三级的反渗透。
4.根据权利要求1-2中任一项所述的方法，其还包括：
3)回收富含放射性核素的浓缩液并循环到步骤2)的放射性废液中。
5.根据权利要求1-2中任一项所述的方法，其还包括：
4)使步骤2)中获得的富含核素的浓缩液和/或膜材料固化。
6.根据权利要求1-2中任一项所述的方法，其中，在所述放射性废液中，核素放射性活度水平为109Bq/L以下。
7.利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的系统，其包含：
a)废液供给单元；
b)浓缩单元，所述浓缩单元包含反渗透膜的一级反渗透，所述废液供给单元与所述浓缩单元的入口相连，
其中，所述反渗透装置包含对放射性核素Cs具有至少30的去污因子的特异性膜材料。
8.根据权利要求7所述的系统，其中，所述浓缩单元包含两个或三个串联的反渗透装置。
9.根据权利要求7所述的系统，其中，所述膜材料是经聚乙烯亚胺改性的聚酰胺材料。
10.根据权利要求7至9中任一项所述的系统，其中，所述浓缩单元的浓缩液出口与所述废液供给单元相连，使得浓缩液能够循环到所述废液供给单元中。
11.一种聚酰胺反渗透膜，其包含聚酰胺基础膜和接枝到所述聚酰胺基础膜上的聚乙烯亚胺层，其中所述聚乙烯亚胺层是由包含支化聚乙烯亚胺的聚乙烯亚胺形成的，并且所述聚乙烯亚胺包含质量比在1.2:1至1:1.2范围内的衍生自支化聚乙烯亚胺的片段与衍生自直链聚乙烯亚胺的片段。
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