核废水处理的现状与探索

正确安全处理核废物是全球关注的焦点,本文针对核废物中的废水产生、处理和排放问题等过程进行了总结,重点梳理了对环境产生重要影响的中低放核废水中的常见放射性元素、半衰期以及处理流程。最后,对核废水大量排入海洋的过程、各种放射性核素排入海洋对环境的危害开展了系统的研究,对核事故废水的排放可能产生的放射性元素及其对环境的影响提出了一些看法。

低、中水平放射性废物岩洞型处置库充填材料的作用和功能研究

充填材料是低、中水平放射性废物岩洞处置库的重要工程屏障之一,明确其在处置库中的作用和功能是进行充填材料选择的前提和基础。本文通过调研国际上处置库所用充填材料,分析充填材料在处置库的作用和功能,提出了低、中水平放射性废物岩洞型处置库充填材料的选取原则。

高压微雾蒸发排放低放废液数值模型与验证

核设施运行中会产生一定低水平放射性废液,通常经净化后以液态流出物形式在控制范围内进行海洋排放。内陆核设施往往缺乏弥散条件优良的受纳水体,并考虑公众接受度,低水平放射性废液的处置成为内陆核设施发展的难点之一。高压微雾蒸发技术利用高压喷嘴将液态流出物进行雾化,并控制载带气体条件使微雾充分蒸发,进行气载排放,具有一定应用前景。综合考虑微雾流动和传热传质模型,发展了用于分析微雾载带蒸发的数值方法,并研制了高压微雾蒸发示范系统,分别从流动蒸发过程中微雾粒径变化、微雾密度和沉积率三个角度对数值方法进行了实验验证。结果表明:建立的数值方法与实验结果偏差在15%以内,可用于不同厂址场景下低水平放射性废液气载排放工艺设计。

某核电厂中低放固体废物整备工艺辅助系统的优化改造

中低放固体废物整备工艺辅助系统是中低放固体废物整备的配套子系统,其运行直接影响装备的整体安全。本文在分析某核电厂现有中低放固体废物整备工艺辅助系统安全隐患的基础上,从工艺流程设计和设备选型入手,通过对拆包设备、输送设备、搅拌设备及配套设备等的优化改造,设计了一套自动化工艺辅助系统。该系统可实现全流程工序作业,保障特种水泥在拆包、输送、搅拌及下料等方面的自动化操作,并配备了自动化同步收尘和安全识别系统,不仅能避免因人工操作不慎造成的水泥包泄漏等问题,改善作业环境及降低工作强度,还能对整个操作流程进行实时监控。

无机纳滤膜处理低水平放射性废水的试验研究

选择相对分子质量2000～5000的水溶性聚丙烯酸钠作为无机纳滤膜处理主要含^90Sr、^137Cs、^60Co放射性核素的低水平放射性废水的辅助药剂．重点考察了非放模拟废水的pH值及聚丙烯酸钠投加量对废水中锶、铯、钴等稳定核素截留率及膜通量的影响，并就影响机理做了初步探讨．得到较优的试验条件为：pH值7～8，聚丙烯酸钠体积浓度不低于0．1％．在优化的条件下，进行实际放射性废水的处理试验．结果表明，聚丙烯酸钠辅助无机纳滤膜处理低水平放射性废水是可行的，对总β和总γ的净化率均达到95％左右，且可得到满意的膜通量．

絮凝沉淀处理含盐量较高的铀、钚低放废水

针对含盐量较高的低放废水开展了絮凝沉淀处理技术研究。结果表明,钚在碱性条件下可被有效去除,增大絮凝剂投加量及降低废水初始pH可以提高铀的絮凝效果。pH的控制是获得铀的高去除率的关键。当Fe2+投加量为100 mg/L、废水初始pH为6时,铀的去除率可达95.5%以上。采用两次絮凝沉淀的方法,第二次沉淀时调节pH<7.0,Fe2+投加量控制在80 mg/L左右,可以使出水铀质量浓度降到10μg/L以下。

模拟放射性废水的超滤+反渗透处理工艺

研究了超滤+反渗透(UF+RO)新工艺在含钚低水平放射性废水处理中的应用,膜分离系统采用中空纤维式超滤和卷式反渗透联合组件。实验探索了不同工艺参数对废水处理的去污效率和体积减容倍数的影响,结果表明,作为新型膜分离系统,在料液pH=10时其去污效率达到99.94%,体积减容倍数达到12.5,为放射性废水的体积最小化提供了新的处理工艺。

纳滤法去除中低放射性废水中钴离子的研究

研究纳滤法对模拟核电站中、低放射性水平废水中痕量Co2+的去除效果,采用NFW-2B平板聚酰胺纳滤复合膜,考察了压力、pH、无机离子干扰和投加有机络合剂等情况下对膜通量和Co2+去除率的影响。结果表明,随着压力的升高,膜通量增大,截留率在一定压力范围内先增大后降低;pH对膜通量影响不大,在25℃、pH=10附近时,截留效果最佳;在以聚丙烯酰胺作为络合剂的情况下,pH=7、装载量比为0.25时得到较好的去除效果,有效截留率达到98%以上。

改性沸石去除中低放废水中痕量放射性核素的研究

研究了天然沸石的改性及其去除模拟中低放废水中痕量放射性核素的性能。将预处理好的天然沸石在浓度为0.25 mol/L的NaCl溶液中浸泡并在25℃、转速为200 r/min下恒温振荡24 h,洗净烘干后得到钠型改性沸石。研究了吸附时间、溶液pH、沸石投加量和竞争离子对沸石吸附Co2+的影响,得到了最佳吸附条件:Co2+起始质量浓度为400μg/L,25℃,pH=7,恒温振荡的平衡时间是8 h,固液比为1:800。竞争离子的存在对吸附效果的影响不大。吸附规律符合Langmuir和Freundlich等温式。

低放射性废水连续监测系统设计

构建了一种新型的低放射性废水连续监测系统。对其设计原理进行了简单介绍,并通过蒙特卡罗模拟对NaI(Tl)谱仪做了无源效率刻度,将测量结果与γ谱分析的结果做比较,监测仪测量结果满足需求。

低中放废物处置FEPs清单的构建——以飞凤山处置场为例

识别所有影响其长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是放射性废物处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置环境影响评价中未开展FEPs识别和景象开发。拟以飞凤山处置场为例,选择自下而上方法的构建方法,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了探讨。并以最新发布的NEA国际FEPs清单(3.0版)中提出的基于外部因素和处置组成(废物包、处置场、岩石圈和生物圈)的分类方案为基础,结合飞凤山处置场的近地表处置及其环境特征,建立了该处置场的FEPs清单。

科研实验产生的低放废水处理工艺设计

为使放射性科研实验产生的低放废水满足国家排放的有关规定,实现废物的最小化,减少排放量,新建了一套低放废水的处理装置,工艺设计考虑了处理含多种核素废水的适用性、经济性、运行维修简捷性,引入超滤膜处理的新技术,采用絮凝、超滤、离子交换相结合的间歇式处理工艺,并能实现离子交换循环处理的功能。装置建成后,进行稳定元素Co、Sr的模拟废水处理实验,结果表明,对Co去除率达到99%以上,Sr降到检测限以下,达到了废水处理要求和国家的排放规定。

低中放废物处置FEPs清单建立的方法研究

识别所有影响处置场长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置场环境影响评价中未开展低中放处置场的FEPs识别和景象开发。本文拟以某处置场为例,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了初步的探讨。

应用随机模拟理论计算低、中放固体废物处置场核素迁移

为了计算低、中放固体废物处置场关闭后,放射性核素在孔隙介质中迁移行为以及对公众造成的照射,应用随机数学理论,将处置场岩土体孔隙-裂隙双重介质视为一个随机场,依据流体渗流力学理论基础形成的二维定向渗流理论,建立了反映放射性核素在处置场岩土体中迁移规律的数学模型。结合计算技术,进一步建立可对放射性核素在处置场岩土体中迁移规律进行仿真分析的系统,并可以用于放射性核素在处置场岩土体中迁移规律模拟研究与预测分析,以及对公众所致辐射剂量计算。通过算例重复仿真实验分析,最后进行统计平均得出放射性核素在处置场岩土体中迁移的规律性认识,验证了所建模型是可行的、有效的。

真空膜蒸馏技术的工艺条件优化及其在深度净化低放含铀废液中的应用

采用聚四氟乙烯(PTFE)中空纤维膜组件开展了真空式膜蒸馏(VMD)处理模拟及真实低放含铀废液试验。对膜组件运行参数进行了优化,考察了料液温度、流速及真空度对膜通量和截留效果的影响,并探讨了VMD过程中的温差极化效果,同时研究了VMD处理核燃料元件生产工艺低放含铀废液的可行性。结果表明:实验室工况条件下,温度为75℃,流速0.30m/s,真空度为-0.090MPa为较佳的工艺条件,此时膜通量为2.2L·m^-2·h^-1;针对模拟和真实废液,铀的截留率始终大于99.99%,剩余浓度小于1μg/L,出水铀浓度可一次性满足国家排放标准(GB 23727—2009)。说明VMD对于核燃料元件生产过程中产生的复杂体系低放废液具有高效的净化效果,可供核工业低放废液的深度净化参考。

活性炭与RO膜联合处理低放废水影响因素研究

随着核技术在各行业的广泛应用,低放射性废水的产生量逐渐增多,然而目前大多数放射性废水传统的处理方法均存在各自的缺点.因此,采用活性炭与反渗透(RO)膜联合处理低放射性废水不仅可以提高放射性核素的去除效率,而且能降低经济成本.选取多种材质的活性炭作对比,通过实验获得原始废液与活性炭的最佳单位体积质量比、活性炭与废液两相接触的最佳时间以及活性炭吸附与RO膜处理的原始废液的最优pH范围.结果表明,木质、椰壳以及炭质3种活性炭中木质活性炭对放射性核素的吸附效果最佳,其与废液最佳的单位体积质量比为250 g/L,木质活性炭与RO膜联合处理方法的最佳废水原液pH范围均为0～1,活性炭与废水两相接触最佳时间为1 h左右.木质活性炭与RO膜在最佳的条件下联合处理低放射性废水,所得结果中的U、Th、总α以及总β的去除率分别为95.27%、99.61%、99.89%、99.41%.

可搬迁式中低放射性废物处置场概念论证

本文通过分析传统放射性废物处置场的优缺点,得出了传统永久性中低放射性废物处置场的5个缺点,给出了可搬迁式中低放射性废物处置场设计的9个优点,提出了中低放射性废物处置场的可搬迁式设计的概念,并进行了可行性的论证。

中低放射性废物包装容器试验台架的研制

依据放射性物质安全运输规程要求设计建造了中低放废物货包型式试验台架,该试验台架可进行包装容器的自由下落、贯穿、堆码、密封和喷淋等试验,同时配有先进的非接触全场应变测量系统,可以为试验提供三维空间内全视野的形状、位移数据的测量,并分析应力应变数据。在本台架上完成了一种容积约3 m^3型号的货包容器验证试验。结果表明,货包容器的设计满足设计要求及国家相关法律规范,可以作为放射性废物处理处置容器使用,为业主应答审管部门的审查提供了强有力的数据。台架的建成,提升了国内放射性固体废物整备容器的型式试验水平,为相关厂家研发拥有自主知识产权的低、中放射性废物整备容器或军用包装容器提供鉴定技术支持。

某低中放废物处置场工艺设计与屏障特征

以华南某低中放废物处置场为例,分析了天然屏障中地形地貌、地质、地震、水文地质、气象、地表水等主要场址特征及不利因素。基于场址特征分析,有针对性地开展了工艺流程和工程屏障的研究与设计,并详细论述了处置方式、工艺流程、处置建构筑物、渗析水收集系统、覆盖层等设计方案。

某低、中水平放射性固体废物处置场地下水治理方法研究

某低、中水平放射性固体废物拟进行近地表处置,处置场地下水位不满足低、中水平放射性固体废物近地表处置安全规定的要求,需要将地下水位降低至处置单元底板以下。通过压水试验、抽水试验及示踪试验对场地含水层的透水性、地下水流速、流向进行了研究,掌握了场地的水文地质条件。通过比较抽水降低水位、明排降低水位和盲沟降低水位3种降低地下水水位方法,选择采用盲沟降低地下水位方法。根据处置场区大气降水入渗量、地下水涌水量及处置单元底板标高和地下水水位的降低要求设计盲沟,并论证盲沟的排水能力、盲沟的长期稳定性和有效性。结果表明:盲沟的排水能力、长期稳定性及有效性能够满足低、中水平放射性固体废物处置要求。通过盲沟降低地下水位的方法,能够满足主动监护期和被动监护期的要求,为低、中水平放射性废物处置地下水治理提供了一个新途径。