申请日2014.10.15
公开(公告)日2015.01.21
IPC分类号C02F9/04
摘要
本发明提供一种应用于高温气冷堆燃料元件核芯制备废水的处理方法。其步骤包括：(1)将废水蒸发去除氨，(2)废水投加絮凝剂，过滤去除固态物质;(3)将滤得固体物质焙烧，得到可回用铀氧化物固体;(4)将过滤后的滤液进行活性炭吸附;(5)铀吸附处理，吸附剂为粒度为100-200目、比表面积为500-600m2/g的硅胶;(6)对步骤(4)和(5)中使用的吸附剂用硝酸溶液淋洗及再生;(7)对步骤(5)除铀后的废水进行反渗透处理，所得减容浓水暂存，淡水则直接排放。本发明实现了高温气冷堆燃料元件核芯制备废水中氨、铀的回收，废水体积可减容至10%以下，铀含量低于0.05ppm。基本不产生二次废水及废物。
权利要求书
1.一种高温气冷堆元件核芯制备过程废水的处理方法，包括以 下步骤：
(1)将废水蒸发去除氨，将氨蒸气以去离子水吸收，得到回用 氨水;
(2)对步骤(1)处理后的废水投加絮凝剂，过滤去除固态物质;
(3)将滤得固体物质焙烧，得到可回用铀氧化物固体;
(4)将过滤后的滤液进行活性炭吸附有机物处理，所述活性炭 装在吸附柱中;
(5)对步骤(4)除铀后的废水进行铀吸附处理，吸附剂为粒度 为100-200目、比表面积为500-600m2/g的硅胶;
(6)对步骤(4)和(5)中使用的吸附剂用硝酸溶液淋洗及再 生;
(7)对步骤(5)除铀后的废水进行反渗透处理，所得减容浓水 暂存，淡水则直接排放。
2.如权利要求1所述的处理方法，其特征在于，所述高温气冷 堆元件核芯制备过程废水中NH3-N质量百分比为5-10%，经过步骤 (1)蒸发后的废水内氨的NH3-N质量百分比为1.8-2.5%。
3.如权利要求1所述的处理方法，其特征在于，步骤(2)中所 述絮凝剂为明矾或明矾与聚丙烯酰胺的组合。
4.如权利要求3所述的处理方法，其特征在于，所述絮凝剂为 明矾，明矾加入的摩尔量为废水中氨摩尔含量的0.001-0.03倍。
5.如权利要求4所述的处理方法，絮凝温度为20-30℃，絮凝时 间为1-6小时。
6.如权利要求3所述的废水处理方法，其特征在于，所述絮凝 剂为明矾与聚丙烯酰胺的混合絮凝剂，明矾加入的摩尔量为废水中氨 摩尔含量的0.0002-0.005倍，两种絮凝剂的质量比为1:1.2-1.4。
7.如权利要求6所述的废水处理方法，其特征在于，投加明矾 与聚丙烯酰胺混合絮凝剂时，明矾与聚丙烯酰胺先后加入，投料时间 间隔0.5-2小时。
8.如权利要求6所述的废水处理方法，其特征在于，投加明矾 与聚丙烯酰胺混合絮凝剂时，絮凝温度为20-30℃，絮凝时间为4-6 小时。
9.如权利1-8任一所述的废水处理方法，步骤(3)中，焙烧温 度为300-600℃，焙烧时间为6-12时。
10.如权利1-8任一所述的废水处理方法，步骤(4)中，活性 炭吸附饱和后采用0.05-0.5mol/L稀硝酸浸泡解吸，使活性炭颗粒再 生从而循环利用。
说明书
高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的处理方法
技术领域
本发明属于废水处理领域，具体涉及一种含有放射性元素的废水 的处理方法。
背景技术
高温气冷堆核燃料元件二氧化铀陶瓷核芯采用溶胶-凝胶法制备 (Sol-Gel法制备球形UO2陶瓷颗粒，无机材料学报，2007，22(2)， 259)，核芯经过多层包覆后具有良好的安全性，在熔盐堆、压水堆等 核反应堆型中都有潜在的应用前景。然而，陶瓷核芯在生产过程中会 产生大量的含氨、铀、有机物、硝酸盐等物质的低放射性废水。迄今 为止尚无一套完整的处理该废水的工艺流程，面对高温气冷堆的商业 化趋势，燃料元件生产走向规模化，迫切需要一套适应生产要求的燃 料元件制造废水处理方法。
核工业领域的放射性废水传统处理工艺一般直接将放射性核素 浓缩富集到液体介质或者固体介质中(如膜工艺，蒸发工艺，吸附工 艺等)。高温气冷堆燃料元件核芯制备工艺废水不同于常规的废水处 理，难度较大，主要表现在以下几个方面：1)放射性废水中含有高 浓度的氨氮，而常规的水处理技术(如反渗透、离子交换树脂等)对 待处理水的pH值要求须为近似中性，因此必须将氨氮几乎全部去除， 而常规的氨氮去除方法(如蒸发法、吹脱法等)很难实现将氨氮全部 去除。在专利(CN103440894A)中提到利用膜蒸馏法可较彻底地去 除废水中的氨氮，然而该方法的成本较高。2)有机物含量较高。由 于制备工艺的特殊要求，废水中含有浓度较高的有机物，而这些化合 物会对后续处理产生不利影响，例如“硅胶中毒”、“树脂中毒”。在 专利(CN103204601A)中,开发了一种核工业放射性废水处理技术,包 括蒸氨、过滤、中和预处理、铀吸附、浓缩结晶等工艺流程。在中和 预处理过程中，泵入硝酸会增加工艺流程的潜在危险，另外对于pH 接近中性时的流速控制与信号监测等实际操作都比较困难。因此在本 专利中提出了一种新的处理工艺流程，该流程省略了中和预处理步 骤，实用性更强。
发明内容
针对本领域存在的问题，本发明的目的是以蒸氨-絮凝-活性炭吸 附-硅胶吸附-反渗透技术为核心的高温气冷堆燃料元件核芯制备工 艺废水处理方法。
实现本发明目的的技术方案为：
一种高温气冷堆元件核芯制备过程废水的处理方法，包括以下步 骤：
(1)将废水蒸发去除氨，将氨蒸气以去离子水吸收，得到回用 氨水;
(2)对步骤(1)处理后的废水投加絮凝剂，过滤去除固态物质;
(3)将滤得固体物质焙烧，得到可回用铀氧化物固体;
(4)将过滤后的滤液进行活性炭吸附有机物处理，所述活性炭 装在吸附柱中;
(5)对步骤(4)除铀后的废水进行铀吸附处理，吸附剂为粒度 为100-200目、比表面积为500-600m2/g的硅胶;
(6)对步骤(4)和(5)中使用的吸附剂用硝酸溶液淋洗及再 生;
(7)对步骤(5)除铀后的废水进行反渗透处理，所得减容浓水 暂存，淡水则直接排放。
其中，所述高温气冷堆元件核芯制备过程废水中NH3-N质量百 分比为5-10%，经过步骤(1)蒸发后的废水内氨的NH3-N质量百分 比为1.8-2.5%。
所述的高温气冷堆元件核芯制备过程废水中，还含有浓度为 5-10mg/L的铀，浓度为8-12mg/L的硝酸铵，废水的COD值4-6× 105mg/L。铀的放射性使该废水不能够直接套用常规工业废水处理方 法，必须事先经过除铀处理。
进一步地，步骤(1)中，最终废水内氨的质量百分比不大于2.5%。 由于蒸氨消耗的热动力比较大，尤其是当液体中氨浓度下降至2-3% 左右时，每下降一个百分点所需要的热消耗均成倍增加，对设备的温 度控制也有较高的要求。而氨对常规铀处理回收工艺设备有较大的腐 蚀性和破坏性，对废水中氨的去除是过滤和硅胶吸附工艺所要求的， 若蒸氨不完全则要进一步采取加酸中和的方法。而在本方法中，不需 要将氨完全蒸除，加入明矾与体系中的残氨反应生成絮凝沉淀，即可 利用蒸氨废水中的残氨，避免过量的热消耗，又能通过絮凝作用回收 溶液中绝大部分铀，降低后续操作步骤的放射性风险。
其中，步骤(2)中所述絮凝剂为明矾或明矾与聚丙烯酰胺的组 合。
作为本发明优选技术方案之一，所述絮凝剂为明矾，明矾加入的 摩尔量为废水中氨摩尔含量的0.001-0.03倍。
其中，絮凝温度为20-30℃，絮凝时间为1-6小时。
作为本发明另一优选技术方案，所述絮凝剂为明矾与聚丙烯酰胺 的混合絮凝剂，明矾加入的摩尔量为废水中氨含量的0.0002-0.005倍， 两种絮凝剂的质量比为1:1.2-1.4。
其中，投加明矾与聚丙烯酰胺混合絮凝剂时，明矾与聚丙烯酰胺 先后加入，投料时间间隔0.5-2小时。
其中，投加明矾与聚丙烯酰胺混合絮凝剂时，絮凝温度为20-30 ℃，絮凝时间为4-6小时。
步骤(2)中，采用明矾或明矾与聚丙烯酰胺的组合，除去废水 中90%以上的铀与50%以上的有机物。
其中，步骤(3)中，焙烧温度为300-600℃，焙烧时间为6-12 时。
其中，步骤(4)中，装有活性炭的吸附柱入口压力值在0.26-0.35 MPa之间，出口压力在0.10-0.22MPa之间。活性炭吸附饱和后采用 0.05-0.5mol/L稀硝酸浸泡解吸，使活性炭颗粒再生从而循环利用。步 骤(5)使用的吸附剂硅胶也用同样浓度的硝酸溶液淋洗再生。
进一步作为优选，步骤(2)过滤得到的沉淀与步骤(6)中得到 的饱和硅胶淋洗铀溶液混合，蒸发后焙烧得到可回用铀氧化物，焙烧 温度为300-600℃。
本发明的有益效果在于：
提供了一套完整的针对高温气冷堆燃料元件核芯制备废水的处 理方法;实现了有用物质氨、铀及硝酸铵的回收;基本不产生二次 废水废物，废水减容体积为原体积90%以上，且减容后废水中含铀 浓度低于0.05ppm。
