申請日2014.10.15
公開(公告)日2015.01.21
IPC分類號C02F9/04
摘要
本發(fā)明提供一種應用于高溫氣冷堆燃料元件核芯制備廢水的處理方法。其步驟包括：(1)將廢水蒸發(fā)去除氨，(2)廢水投加絮凝劑，過濾去除固態(tài)物質;(3)將濾得固體物質焙燒，得到可回用鈾氧化物固體;(4)將過濾后的濾液進行活性炭吸附;(5)鈾吸附處理，吸附劑為粒度為100-200目、比表面積為500-600m2/g的硅膠;(6)對步驟(4)和(5)中使用的吸附劑用硝酸溶液淋洗及再生;(7)對步驟(5)除鈾后的廢水進行反滲透處理，所得減容濃水暫存，淡水則直接排放。本發(fā)明實現了高溫氣冷堆燃料元件核芯制備廢水中氨、鈾的回收，廢水體積可減容至10%以下，鈾含量低于0.05ppm�；静划a生二次廢水及廢物。
權利要求書
1.一種高溫氣冷堆元件核芯制備過程廢水的處理方法，包括以 下步驟：
(1)將廢水蒸發(fā)去除氨，將氨蒸氣以去離子水吸收，得到回用 氨水;
(2)對步驟(1)處理后的廢水投加絮凝劑，過濾去除固態(tài)物質;
(3)將濾得固體物質焙燒，得到可回用鈾氧化物固體;
(4)將過濾后的濾液進行活性炭吸附有機物處理，所述活性炭 裝在吸附柱中;
(5)對步驟(4)除鈾后的廢水進行鈾吸附處理，吸附劑為粒度 為100-200目、比表面積為500-600m2/g的硅膠;
(6)對步驟(4)和(5)中使用的吸附劑用硝酸溶液淋洗及再 生;
(7)對步驟(5)除鈾后的廢水進行反滲透處理，所得減容濃水 暫存，淡水則直接排放。
2.如權利要求1所述的處理方法，其特征在于，所述高溫氣冷 堆元件核芯制備過程廢水中NH3-N質量百分比為5-10%，經過步驟 (1)蒸發(fā)后的廢水內氨的NH3-N質量百分比為1.8-2.5%。
3.如權利要求1所述的處理方法，其特征在于，步驟(2)中所 述絮凝劑為明礬或明礬與聚丙烯酰胺的組合。
4.如權利要求3所述的處理方法，其特征在于，所述絮凝劑為 明礬，明礬加入的摩爾量為廢水中氨摩爾含量的0.001-0.03倍。
5.如權利要求4所述的處理方法，絮凝溫度為20-30℃，絮凝時 間為1-6小時。
6.如權利要求3所述的廢水處理方法，其特征在于，所述絮凝 劑為明礬與聚丙烯酰胺的混合絮凝劑，明礬加入的摩爾量為廢水中氨 摩爾含量的0.0002-0.005倍，兩種絮凝劑的質量比為1:1.2-1.4。
7.如權利要求6所述的廢水處理方法，其特征在于，投加明礬 與聚丙烯酰胺混合絮凝劑時，明礬與聚丙烯酰胺先后加入，投料時間 間隔0.5-2小時。
8.如權利要求6所述的廢水處理方法，其特征在于，投加明礬 與聚丙烯酰胺混合絮凝劑時，絮凝溫度為20-30℃，絮凝時間為4-6 小時。
9.如權利1-8任一所述的廢水處理方法，步驟(3)中，焙燒溫 度為300-600℃，焙燒時間為6-12時。
10.如權利1-8任一所述的廢水處理方法，步驟(4)中，活性 炭吸附飽和后采用0.05-0.5mol/L稀硝酸浸泡解吸，使活性炭顆粒再 生從而循環(huán)利用。
說明書
高溫氣冷堆元件核芯制備工藝廢水的處理方法
技術領域
本發(fā)明屬于廢水處理領域，具體涉及一種含有放射性元素的廢水 的處理方法。
背景技術
高溫氣冷堆核燃料元件二氧化鈾陶瓷核芯采用溶膠-凝膠法制備 (Sol-Gel法制備球形UO2陶瓷顆粒，無機材料學報，2007，22(2)， 259)，核芯經過多層包覆后具有良好的安全性，在熔鹽堆、壓水堆等 核反應堆型中都有潛在的應用前景。然而，陶瓷核芯在生產過程中會 產生大量的含氨、鈾、有機物、硝酸鹽等物質的低放射性廢水。迄今 為止尚無一套完整的處理該廢水的工藝流程，面對高溫氣冷堆的商業(yè) 化趨勢，燃料元件生產走向規(guī)�；�，迫切需要一套適應生產要求的燃 料元件制造廢水處理方法。
核工業(yè)領域的放射性廢水傳統(tǒng)處理工藝一般直接將放射性核素 濃縮富集到液體介質或者固體介質中(如膜工藝，蒸發(fā)工藝，吸附工 藝等)。高溫氣冷堆燃料元件核芯制備工藝廢水不同于常規(guī)的廢水處 理，難度較大，主要表現在以下幾個方面：1)放射性廢水中含有高 濃度的氨氮，而常規(guī)的水處理技術(如反滲透、離子交換樹脂等)對 待處理水的pH值要求須為近似中性，因此必須將氨氮幾乎全部去除， 而常規(guī)的氨氮去除方法(如蒸發(fā)法、吹脫法等)很難實現將氨氮全部 去除。在專利(CN103440894A)中提到利用膜蒸餾法可較徹底地去 除廢水中的氨氮，然而該方法的成本較高。2)有機物含量較高。由 于制備工藝的特殊要求，廢水中含有濃度較高的有機物，而這些化合 物會對后續(xù)處理產生不利影響，例如“硅膠中毒”、“樹脂中毒”。在 專利(CN103204601A)中,開發(fā)了一種核工業(yè)放射性廢水處理技術,包 括蒸氨、過濾、中和預處理、鈾吸附、濃縮結晶等工藝流程。在中和 預處理過程中，泵入硝酸會增加工藝流程的潛在危險，另外對于pH 接近中性時的流速控制與信號監(jiān)測等實際操作都比較困難。因此在本 專利中提出了一種新的處理工藝流程，該流程省略了中和預處理步 驟，實用性更強。
發(fā)明內容
針對本領域存在的問題，本發(fā)明的目的是以蒸氨-絮凝-活性炭吸 附-硅膠吸附-反滲透技術為核心的高溫氣冷堆燃料元件核芯制備工 藝廢水處理方法。
實現本發(fā)明目的的技術方案為：
一種高溫氣冷堆元件核芯制備過程廢水的處理方法，包括以下步 驟：
(1)將廢水蒸發(fā)去除氨，將氨蒸氣以去離子水吸收，得到回用 氨水;
(2)對步驟(1)處理后的廢水投加絮凝劑，過濾去除固態(tài)物質;
(3)將濾得固體物質焙燒，得到可回用鈾氧化物固體;
(4)將過濾后的濾液進行活性炭吸附有機物處理，所述活性炭 裝在吸附柱中;
(5)對步驟(4)除鈾后的廢水進行鈾吸附處理，吸附劑為粒度 為100-200目、比表面積為500-600m2/g的硅膠;
(6)對步驟(4)和(5)中使用的吸附劑用硝酸溶液淋洗及再 生;
(7)對步驟(5)除鈾后的廢水進行反滲透處理，所得減容濃水 暫存，淡水則直接排放。
其中，所述高溫氣冷堆元件核芯制備過程廢水中NH3-N質量百 分比為5-10%，經過步驟(1)蒸發(fā)后的廢水內氨的NH3-N質量百分 比為1.8-2.5%。
所述的高溫氣冷堆元件核芯制備過程廢水中，還含有濃度為 5-10mg/L的鈾，濃度為8-12mg/L的硝酸銨，廢水的COD值4-6× 105mg/L。鈾的放射性使該廢水不能夠直接套用常規(guī)工業(yè)廢水處理方 法，必須事先經過除鈾處理。
進一步地，步驟(1)中，最終廢水內氨的質量百分比不大于2.5%。 由于蒸氨消耗的熱動力比較大，尤其是當液體中氨濃度下降至2-3% 左右時，每下降一個百分點所需要的熱消耗均成倍增加，對設備的溫 度控制也有較高的要求。而氨對常規(guī)鈾處理回收工藝設備有較大的腐 蝕性和破壞性，對廢水中氨的去除是過濾和硅膠吸附工藝所要求的， 若蒸氨不完全則要進一步采取加酸中和的方法。而在本方法中，不需 要將氨完全蒸除，加入明礬與體系中的殘氨反應生成絮凝沉淀，即可 利用蒸氨廢水中的殘氨，避免過量的熱消耗，又能通過絮凝作用回收 溶液中絕大部分鈾，降低后續(xù)操作步驟的放射性風險。
其中，步驟(2)中所述絮凝劑為明礬或明礬與聚丙烯酰胺的組 合。
作為本發(fā)明優(yōu)選技術方案之一，所述絮凝劑為明礬，明礬加入的 摩爾量為廢水中氨摩爾含量的0.001-0.03倍。
其中，絮凝溫度為20-30℃，絮凝時間為1-6小時。
作為本發(fā)明另一優(yōu)選技術方案，所述絮凝劑為明礬與聚丙烯酰胺 的混合絮凝劑，明礬加入的摩爾量為廢水中氨含量的0.0002-0.005倍， 兩種絮凝劑的質量比為1:1.2-1.4。
其中，投加明礬與聚丙烯酰胺混合絮凝劑時，明礬與聚丙烯酰胺 先后加入，投料時間間隔0.5-2小時。
其中，投加明礬與聚丙烯酰胺混合絮凝劑時，絮凝溫度為20-30 ℃，絮凝時間為4-6小時。
步驟(2)中，采用明礬或明礬與聚丙烯酰胺的組合，除去廢水 中90%以上的鈾與50%以上的有機物。
其中，步驟(3)中，焙燒溫度為300-600℃，焙燒時間為6-12 時。
其中，步驟(4)中，裝有活性炭的吸附柱入口壓力值在0.26-0.35 MPa之間，出口壓力在0.10-0.22MPa之間�；钚蕴课斤柡秃蟛捎� 0.05-0.5mol/L稀硝酸浸泡解吸，使活性炭顆粒再生從而循環(huán)利用。步 驟(5)使用的吸附劑硅膠也用同樣濃度的硝酸溶液淋洗再生。
進一步作為優(yōu)選，步驟(2)過濾得到的沉淀與步驟(6)中得到 的飽和硅膠淋洗鈾溶液混合，蒸發(fā)后焙燒得到可回用鈾氧化物，焙燒 溫度為300-600℃。
本發(fā)明的有益效果在于：
提供了一套完整的針對高溫氣冷堆燃料元件核芯制備廢水的處 理方法;實現了有用物質氨、鈾及硝酸銨的回收;基本不產生二次 廢水廢物，廢水減容體積為原體積90%以上，且減容后廢水中含鈾 濃度低于0.05ppm。
