CN202796087U - 一种核废水处理用中转罐 - Google Patents
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Abstract
一种核废水处理用中转罐，包括设置有进液管和出液管的罐体，所述罐体设置有防护装置，所述防护装置包括混凝土腔体，所述混凝土腔体内部设置有用于安装所述罐体的空腔，所述腔体壁的内层涂覆有防核辐射涂料层；所述腔体的内部安装有核辐射检测仪，所述核辐射检测仪的显示屏设置于所述腔体的外部。本实用新型能够有效防护中转时核废水产生的辐射，提高了安全性。
Description
技术领域
本实用新型涉及环保科技领域，具体涉及一种核废水处理用中转罐。
背景技术
核能作为一种成熟、经济和清洁的能源，有成为世界主要能源的趋势，在核能工业的各个主要生产环节以及放射性同位素的应用中会产生大量的含铀放射性废水，如铀矿的开采和水冶废水、铀的精制和核燃料制造废水、反应堆运行废水、反应堆燃料的后处理废水、生产放射性同位素产生的废水以及使用放射性同位素的工厂和研究部门产生的废水等。
在开发利用核能已成为解决当今能源紧缺问题的形势下，开展处理含铀放射性废水的基础研究，对核能的安全利用，对国家经济、社会进步和和谐社会的建设等都具有极其重要的现实意义。
迄今为止，对含铀放射性废水的处理研究主要有以下几种方法：
沉淀法与混凝沉淀法：由于废水中放射性核素的氢氧化物、碳酸盐、磷酸盐等化合物大多是不溶性的，因此通过化学沉淀处理可以将其除去。在此基础上，如再结合絮凝工艺，通过形成大量的絮凝沉淀，可进一步提高其去除率。
在石灰等处理铀废水的过程中，金属离子与氢氧根离子或酸根发生反应，生成了难溶的氢氧化物或其他难溶性盐沉淀。通过化学沉淀和载体共沉淀作用，把铀分离出来，从而达到净化铀废水的目的。一般的研究中，铀的去除效率为85％。罗明标研究了氢氧化镁处理含铀放射性废水的条件，试验结果表明，氢氧化镁处理剂对低放射性含铀废水具有良好的处理效果。
张有贤等人采用混凝沉淀法处理含铀、钍等微量放射性废水。其结果表明：采用聚合氯化铝、聚合硫酸铁为混凝剂，以聚丙烯酰胺为助凝剂，铀的去除率为70～90％，效果稳定、泥水易于分离。任俊树等针对含盐量较高的低放废水进行了絮凝沉淀实验。结果表明：增大絮凝剂投加量及降低废水初始始pH值可以提高铀的絮凝效果。其中，pH值的控制是获得铀的高去除率的关键。当Fe2+投加量为100mg/L、废水初始pH为6时，铀的去除率可达95.5％以上。
总而言之，该法具有处理工艺简单、成本较低等优点，但其缺点也很明显。铀的去除率达不到要求，絮凝反应受水溶液的酸碱度、离子浓度、反应温度和反应时间等条件的限制，因此操作条件较苛刻。pH值控制不好，会直接影响处理结果，导致废水处理效果较差。与此同时，产生的泥浆量也较大。萃取法：苏凯洲采用“脱除氢氟酸一石灰中和调pH值一三级萃取，，工艺对低浓度铀钍废水进行了处理，出水中铀的质量浓度由8.5mg/L降低到出水的0.05mg/L。达到了国家规定的露天水源中铀的限制浓度，但工艺较复杂，处理费用较高。
膜分离法：由于UO2 2+在1mol/L的HNO3体系中，易被磷酸三丁酯萃取，在低酸条件下(0.001mol/LHNO3)被反萃取。利用这一特性，将磷酸三丁酯-加氢煤油和表面活性剂与0.001mol/LHNO3在强烈搅拌下制成的油包水型乳化液膜处理含铀废水，经过三级连续逆流处理，铀的质量浓度从4mol/L降低到7.1μg/L。实验过程中液膜反复使用了10次，其性能未见明显变化。在液膜分离过程中，分离时间、外相的pH值、共存离子和表面活性剂的选用等因素对膜分离的效果与效率均有明显的影响。孙贤波等人用疏水性聚丙烯中空纤维膜制成膜萃取器，研究了二(2-乙基已基)磷酸煤油膜对低浓度含铀废水的处理情况。结果表明萃取率随时间的增加而增加，在一定范围内提高水相流 速可以提高膜萃取率。膜萃取效率与水相pH值和水相流速等因素有密切相关。膜分离法具有污染物除去率高，能回收废水中的金属盐，工艺简单等优点，但其投资较高，且膜需妥善存放，膜孔易堵塞，限制了其大规模使用。
植物修复：植物修复技术主要有两种：即人工湿地技术和根际过滤技术。人工湿地是指利用人工建造和监督控制的适宜于水生植物或湿生植物生长的、工程化的沼泽地进行废水处理的一种污染治理工艺。采用湿地法处理含铀废水的运行费用远低于常规水处理方法，但铀的去除效果只有约50％。迄今为止，应用人工湿地处理工业废水的研究和实例尚不多见。
根际过滤技术主要是利用细胞壁上的活性基团如羧基、羟基、磷酸基和胺基等与铀发生定量结合反应，或通过物理吸附形成无机沉淀沉积在细胞壁上。根际过滤技术具有较高的处理效率、选择性高、pH值和温度范围宽等优点，在处理大面积低浓度含铀废水领域中有着较好的应用前景。当前的研究 表明：风眼莲、破铜钱等具有发达的纤维状根系和很高生物产量的水生植物能够在水中有效地去除重金属和放射性核素，尤其适合根际过滤技术。但该技术在实用化和工业化过程中还存在着诸多有待解决的问题：如植物根部吸附铀之后如何处理，根际过滤技术在实际应用中如何操作以及如何控制具体的操作条件，如何从功能和成本两个方面开发优良的超积累植物和根际微生物等。
吸附法：吸附法操作简单，处理效率高，是目前处理铀废水的主要方法之一。用于吸附铀的载体主要有活性碳、粘土、金属的水合氧化物及藻类菌类等。李涤等人采用活性炭处理铀废水的实验结果表明：活性炭的形状(粉末或粒状)、水样中铀的含量、吸附时间等因素对铀的去除无明显影响，当水样中铀的质量浓度为0.417mg/L，加入1g粉末状活性炭，搅拌1min，水样中铀的去除率仅为35.5％，难以大规模开展工业化应用。曹小红等研究了壳聚糖对废水中铀的吸附，壳聚糖对铀的最佳吸附pH值范围为4.5～5.5，最佳吸附时间大约为4h，壳聚糖对铀的吸附容量约为2.5mg U(VI)/g，对溶液中的铀的去除率为90％。但由于pH范围太窄，吸附时间过长，处理效果还无法达到排放标准，因此，壳聚糖吸附法距实际应用还有相当一段距离。宋金如等研究了凹凸棒石粘土吸附铀的性能，结果表明其吸附效果良好，铀的去除率在99.95％以上，处理后废水中残余铀的浓度达到了国家规定的排放标准。Stan J Morrison等研究了不定形铁氧化合物对U(8.4×10-7～2.1×10-3mol/L，012～500mg/L)的吸附。结果表明，随pH升高，U(V I)的吸附量迅速升高。F Z El Aamrani等研究了25℃橄榄石对U(VI)的吸附模式，发现由于水溶液中固相配位体的竞争吸附，随溶液中碳酸盐络和物中U(VI)的增加，橄榄石对U(VI)的吸附量降低。Harshala Parab等研究发现，椰子壳的纤维木髓对去除水溶液中的铀有很好的效果。并研究了终态溶液的pH值、吸附剂用量、吸附时间、温度和铀的初始浓度等对铀吸附量的影响。Ayben Kilislioglu研究了安伯来特IR-118H树脂对U(VI)的吸附中阳离子效应和pH的影响。结果表明，阳离子半径越大，对U(VI)的吸附量越高；安伯来特IR-118H树脂对U(VI)的吸附的最佳pH为3.4。樊耀亭等研究了水合氧化铁的制备条件及其对痕量铀的吸附行为。结果表明，当加碱温度和反应温度均为80℃时，吸附剂具有最大 比表面积172.8m2·g-1；当吸附平衡时间为30min，吸附温度为90℃～95℃，溶液pH≈6时，铀吸附量可达122mg/g，但吸附体系中硼酸和硫酸镁的存在导致铀吸附量下降。马腾等的粘土吸附U(Ⅵ)实验结果表明，U(Ⅵ)在粘土上的吸附与浸泡液的pH值呈强的非线性关系，在pH值近中性，U(Ⅵ)在粘土上的吸附量达到了一个最大值，而在偏酸性或偏碱性条件下，U(Ⅵ)在粘土上的吸附量迅速减少。
利用微生物吸附处理含铀废水的研究工作也有不少相关报道。用藻类或真菌处理铀矿废水，可以使铀含量降至5.0mg/L。Galun和Keller研究了改性后指状青霉菌对铀的吸附能力。研究发现，用煮沸的方法或是用甲醛、乙醛、二甲亚砜和氢氧化钾等试剂对菌丝体进行预处理后，改性后的菌丝体对铀的吸附能力都有较大程度的提高。
本发明人着眼于吸附法对核废水进行处理，但是在利用材料对核废水中的U4+或UO2 2+离子吸附时，需要使用到中转罐作为存储或转存装置，而普通的容器达不到要求。
实用新型内容
本实用新型所解决的技术问题在于提供一种核废水处理用中转罐，从而解决上述背景技术中的问题。
本实用新型所解决的技术问题采用以下技术方案来实现：
一种核废水处理用中转罐，包括设置有进液管和出液管的罐体，其特征在于，所述罐体设置有防护装置，所述防护装置包括混凝土腔体，所述混凝土腔体内部设置有用于安装所述罐体的空腔，所述混凝土腔体的腔体壁内层涂覆有防核辐射涂料层；所述混凝土腔体的内部安装有核辐射检测仪，所述核辐射检测仪的显示屏设置于所述混凝土腔体的外部。
作为一种改进，所述核辐射检测仪连接有报警器。
防核辐射涂料层是指采用防核辐射涂料涂覆而成的2～3mm厚度的防护层，防核辐射涂料在市场上有销售，例如北京泽马新技术有限公司生产的耐核辐射防腐涂料；核辐射检测仪在市场上有销售，例如上海明核仪器有限公司生产的核辐射检测仪。
由于采用了以上结构，本实用新型具有以下有益效果：
本实用新型提供的中转罐，适用于核废水处理时核废水的暂存或转存过程，其在罐体外部设置了混凝土腔体，腔体壁的内层涂覆有防核辐射涂料层，内部安装有核辐射检测仪，这种结构可以有效对核废水在中转时核辐射进行防护，而且当辐射过强时，核辐射检测仪就会显示且发出警报，提高了安全性。
附图说明
图1为本实用新型结构示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解，下面结合具体实施例，进一步阐述本实用新型。
参见图1，一种核废水处理用中转罐，包括设置有进液管2和出液管3的罐体1，其特征在于，所述罐体1设置有防护装置，所述防护装置包括混凝土腔体4，所述混凝土腔体4内部设置有用于安装所述罐体1的空腔5，所述混凝土腔体4的腔体壁6的内层涂覆有防核辐射涂料层7；所述混凝土腔体4的内部安装有核辐射检测仪8，所述核辐射检测仪8的显示屏9设置于所述混凝土腔体4的外部。
本实施例中，所述核辐射检测仪8连接有报警器10。
以上显示和描述了本实用新型的基本原理和主要特征和本实用新型的优点。本行业的技术人员应该了解，本实用新型不受上述实施例的限制，上述实施例和说明书中描述的只是说明本实用新型的原理，在不脱离本实用新型精神和范围的前提下，本实用新型还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本实用新型范围内。本实用新型要求保护范围由所附的权利要求书及其等效物界定。
Claims (2)
1.一种核废水处理用中转罐，包括设置有进液管和出液管的罐体，其特征在于：所述罐体设置有防护装置，所述防护装置包括混凝土腔体，所述混凝土腔体内部设置有用于安装所述罐体的空腔，所述混凝土腔体的腔体壁内层涂覆有防核辐射涂料层；所述混凝土腔体的内部安装有核辐射检测仪，所述核辐射检测仪的显示屏设置于所述混凝土腔体的外部。
2.根据权利要求1所述的一种核废水处理用中转罐，其特征在于：所述核辐射检测仪连接有报警器。
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