一種核電廠放射性廢液處理工藝方法與流程
2023-04-29 13:00:16
本發明涉及一種核電廠放射性廢液處理工藝方法，特別是核電廠工藝廢水的處理。
背景技術：
核電廠低放射性工藝廢水的處理通常採用蒸發和離子交換的處理工藝。
通過離子交換床處理廢水僅能去除離子態放射性核素，對膠體態核素去除效果不佳，且膠體的存在容易堵塞離子交換樹脂的問題，導致處理效果差。
通過蒸發方式能去除大部分的放射性核素，然而核電廠低放工藝廢水鹽度並不高，單單通過蒸發的方式使濃縮液滿足可以去固化的濃度要求，廢水濃縮倍數高，蒸發的能耗非常高。
傳統的處理工藝不考慮廢水中硼元素的排放濃度，即使在沒有硼回收系統的堆型中，也沒有專門針對硼元素的去除工藝，硼的排放濃度較高。世界衛生組織(who)建議硼健康準則值為0.3mg/kg。我國部分省份和地區根據gb8978細化了地方汙水綜合排放標準，規定了排放廢液的硼濃度限值，例如，上海市汙水綜合排放標準(db31/199-2009)將硼列為第二類汙染物，廢液總排口處的硼濃度須小於5mg/l；遼寧省汙水綜合排放標準(db21/1627-2008)規定了在單位排放口，直接排入受納水體的廢水中硼最高允許濃度為2mg/l。因此，有必要對核電廠工藝廢水進行深度處理，以保證電廠放射性廢水排放系統中硼濃度滿足汙水排放限值要求，保證電廠受納水體硼濃度滿足環境質量標準要求。
技術實現要素：
核電廠低放射性工藝廢水的傳統處理工藝存在著一些問題，比如其中部分重金屬離子呈膠體態或部分膠體態，極易堵塞離子交換樹脂的現象，從而降低了離子交換樹脂使用效率和使用壽命；廢水僅放射性濃度較高，而鹽度很低，直接採用蒸發濃縮，濃縮倍數很高，相應的蒸發裝置能耗亦相當高；部分堆型無硼回收系統，而在工藝廢水處理時並沒有硼元素的處理環節，導致大量的硼元素排放至受納水體，對水體環境造成汙染。因此，本發明提出了一種核電廠放射性廢液處理工藝方法，採用絮凝處理工藝，有效去除呈膠體態和部分膠體態的放射性核素，以提高離子交換樹脂裝置對放射性核素陰陽離子的處理效率；採用反滲透工藝提高濃縮液鹽度，從而降低蒸發裝置能耗；反滲透工藝得到的滲透液進入離子交換樹脂裝置和二級除硼裝置有效去除水體中硼元素，使出水滿足環境排放要求。
本發明採用的技術手段如下：
一種核電廠放射性廢液處理工藝方法，具有如下步驟：
s1、核電廠放射性廢液經過預過濾裝置，去除核電廠放射性廢液中懸浮物和顆粒物雜質；
s2、經步驟s1得到的廢液進入絮凝過濾單元處理；
s3、經步驟s2得到的廢液進入深度過濾裝置，截留膠體絮凝顆粒；
s4、若經步驟s3得到的廢液中化學雜質少時，執行步驟s5；若經步驟s3得到的廢液中化學雜質多時，執行步驟s7；
化學雜質指水中所含雜質離子，可在線監測電導率來判斷執行後續步驟，當電導率小於等於70μs/cm，執行步驟s5，大於70μs/cm，執行步驟s7。
s5、經步驟s3得到的廢液進入離子交換樹脂裝置去除廢水中的放射性核素離子；
s6、經步驟s5得到的廢液進入二級除硼裝置處理，得到的出水中硼含量小於0.5mg/l，之後經後置過濾器送入廢水排放儲槽；
s7、經步驟s3得到的廢液進入反滲透單元進行濃縮，得到的濃縮液進入蒸發裝置，得到的滲透液進入離子交換樹脂裝置去除廢水中的放射性核素離子；
s8、經步驟s7中蒸發裝置處理得到的蒸餾液送入廢水排放儲槽，得到的濃縮液送入固體廢物處理系統(tes)固化；
經步驟s7中離子交換樹脂裝置處理得到的廢液進入二級除硼裝置處理，得到的出水中硼含量小於0.5mg/l，之後經後置過濾器送入廢水排放儲槽。
所述絮凝過濾單元包括管道混合器、絮凝劑加藥箱，位於所述預過濾裝置的進料口處的在線流量計和位於所述管道混合器的出料口與所述深度過濾裝置之間的流動電流控制儀；
所述管道混合器的進料口與所述預過濾裝置的出料口連通；
所述絮凝劑加藥箱的出藥口通過計量泵與所述管道混合器的進藥口連通；
所述絮凝過濾單元還包括與所述計量泵、所述在線流量計和所述流動電流控制儀電連接的plc控制器；
工作狀態下，所述在線流量計和所述流動電流控制儀的計量反饋通過所述plc控制器控制所述計量泵加藥頻率，從而嚴格控制絮凝劑的加藥量，保證適當的絮凝劑加藥，使處理後的廢液中沒有過量的絮凝劑或膠體。
所述離子交換樹脂裝置包括依次連通的陽離子交換樹脂床和離子交換樹脂混床；
所述陽離子交換樹脂床分別與所述深度過濾裝置和所述反滲透單元連通。
所述二級除硼裝置包括依次連通的一級除硼樹脂床和二級除硼樹脂床；
所述離子交換樹脂混床與所述一級除硼樹脂床連通。
經所述反滲透單元處理得到的濃縮液的濃縮比為2～4，可以有效降低蒸發裝置能耗，提高廢液濃縮比，減小濃縮液固化量。
本發明提出了一種核電廠放射性廢液處理工藝方法。該廢水處理工藝設置反滲透工藝濃縮後進入蒸發裝置，提高進入蒸發裝置的廢水濃度，可降低蒸發裝置能耗，增加濃縮比，降低濃縮液固化量；採用絮凝處理工藝，有效去除呈膠體態和部分膠體態的放射性核素，保證離子交換樹脂裝置的使用效果，避免了離子交換樹脂的汙堵現象，提高了離子交換樹脂的使用效率和使用壽命；採用二級除硼裝置，可有效去除廢液中的硼元素，保證排放水中硼含量低於0.5mg/l，符合環境保護與可持續發展要求。
基於上述理由本發明可在核電廠廢水處理等領域廣泛推廣。
附圖說明
為了更清楚地說明本發明實施例或現有技術中的技術方案，下面將對實施例或現有技術描述中所需要使用的附圖做以簡單地介紹，顯而易見地，下面描述中的附圖是本發明的一些實施例，對於本領域普通技術人員來講，在不付出創造性勞動性的前提下，還可以根據這些附圖獲得其他的附圖。
圖1是本發明的具體實施方式中一種核電廠放射性廢液處理工藝方法的裝置簡圖。
具體實施方式
為使本發明實施例的目的、技術方案和優點更加清楚，下面將結合本發明實施例中的附圖，對本發明實施例中的技術方案進行清楚、完整地描述，顯然，所描述的實施例是本發明一部分實施例，而不是全部的實施例。基於本發明中的實施例，本領域普通技術人員在沒有做出創造性勞動前提下所獲得的所有其他實施例，都屬於本發明保護的範圍。
圖1為一種核電廠放射性廢液處理工藝方法的裝置簡圖。
所述工藝方法，具有如下步驟：
s1、廢液儲槽1中的核電廠放射性廢液通過提升泵2進入預過濾裝置3，經過預過濾裝置3處理，去除核電廠放射性廢液中懸浮物和顆粒物雜質；
s2、絮凝劑加藥箱4內的絮凝劑通過計量泵5進入管道混合器6並與經步驟s1得到的廢液混合，根據位於所述預過濾裝置3的進料口處的在線流量計7和位於所述管道混合器6的出料口與深度過濾裝置8之間的流動電流控制儀9的計量反饋並通過plc控制器10控制計量泵5加藥頻率；
s3、經步驟s2得到的廢液進入深度過濾裝置8，截留膠體絮凝顆粒；
s4、若經步驟s3得到的廢液中化學雜質少時，執行步驟s5；若經步驟s3得到的廢液中化學雜質多時，執行步驟s7；
s5、經步驟s3得到的廢液依次進入陽離子交換樹脂床11和離子交換樹脂混床12去除廢水中的放射性核素離子；
s6、經步驟s5得到的廢液依次進入一級除硼樹脂床13和二級除硼樹脂床14處理，得到的出水中硼含量小於0.5mg/l，之後經後置過濾器15送入廢水排放儲槽16；
s7、經步驟s3得到的廢液進入反滲透單元17進行濃縮，得到的濃縮液進入蒸發裝置18，得到的滲透液依次進入陽離子交換樹脂床11和離子交換樹脂混床12去除廢水中的放射性核素離子；
s8、經步驟s7中蒸發裝置18處理得到的蒸餾液送入廢水排放儲槽16，得到的濃縮液送入固體廢物處理系統19固化；
經步驟s7中陽離子交換樹脂床11和離子交換樹脂混床12處理得到的廢液依次進入一級除硼樹脂床13和二級除硼樹脂床14處理，得到的出水中硼含量小於0.5mg/l，之後經後置過濾器15送入廢水排放儲槽16。
經所述反滲透單元處理得到的濃縮液的濃縮比為2～4。
最後應說明的是：以上各實施例僅用以說明本發明的技術方案，而非對其限制；儘管參照前述各實施例對本發明進行了詳細的說明，本領域的普通技術人員應當理解：其依然可以對前述各實施例所記載的技術方案進行修改，或者對其中部分或者全部技術特徵進行等同替換；而這些修改或者替換，並不使相應技術方案的本質脫離本發明各實施例技術方案的範圍。