葉欣楠，姜百華，范雯雯，張志銀，嚴(yán)滄生

(中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840)

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壓水堆核電廠模擬含硼廢液反滲透濃縮試驗(yàn)研究

葉欣楠，姜百華，范雯雯，張志銀，嚴(yán)滄生

(中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840)

采用中試規(guī)模反滲透試驗(yàn)裝置，在濃水全回流的運(yùn)行模式下，研究了反滲透系統(tǒng)在壓水堆核電廠放射性廢液處理中的應(yīng)用。重點(diǎn)考察了該系統(tǒng)對(duì)模擬廢液中硼的截留效果，并進(jìn)一步研究了反滲透水處理工藝對(duì)模擬放射性核素的截留效果。結(jié)果表明，海水型聚酰胺復(fù)合膜對(duì)原水中硼的截留率可達(dá)83.3%以上，并將原水中硼濃度濃縮至10 000 mg/L以上。試驗(yàn)結(jié)果同時(shí)表明，上述試驗(yàn)裝置對(duì)于核素如鈷和銫的截留率可達(dá)97.9%以上。

壓水堆核電廠；反滲透；放射性廢液；硼；濃縮

隨著社會(huì)的發(fā)展和環(huán)境保護(hù)工作的不斷深入，我國(guó)對(duì)于核電廠放射性廢液的排放提出了更加嚴(yán)格的要求。根據(jù)GB 6249—2011[1]的要求：對(duì)于內(nèi)陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除氚和14C外,其他放射性核素濃度不應(yīng)超過100 Bq/L。因此，為滿足愈加嚴(yán)格的排放要求，同時(shí)實(shí)現(xiàn)放射性廢物最小化的目標(biāo)，急需開展關(guān)于改進(jìn)放射性廢液處理工藝的研究。

硼酸中的10B可吸收中子，壓水堆核電廠通常將硼酸溶解在慢化劑中，通過調(diào)節(jié)硼濃度來控制放射性裂變的反應(yīng)速率[2]。因此核電廠運(yùn)行所產(chǎn)生的工藝放射性廢液中多含有濃度不等的硼。根據(jù)GB 8978—1996[3]，硼屬于二類污染物，人體攝入過量的硼會(huì)引起惡心、頭痛、腹瀉、肝臟損害甚至死亡[4]，因此要求排污單位在排放口取樣，并且要求最高允許排放濃度必須達(dá)到國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)。所以核電廠廢液處理系統(tǒng)需要對(duì)運(yùn)行產(chǎn)生的含硼廢液進(jìn)行處理，同時(shí)對(duì)硼進(jìn)行濃縮以減少二次廢物的產(chǎn)生。

國(guó)內(nèi)壓水堆核電廠主要采用蒸發(fā)工藝對(duì)含硼放射性廢液進(jìn)行濃縮，該工藝對(duì)大部分廢液具有良好的適應(yīng)性[5]，但蒸發(fā)處理工藝同時(shí)存在能耗高、系統(tǒng)復(fù)雜、操作繁瑣等不足。而反滲透技術(shù)作為一種已在國(guó)內(nèi)水處理領(lǐng)域廣泛應(yīng)用的處理工藝，具有能耗低、系統(tǒng)簡(jiǎn)單且二次廢物較少等優(yōu)勢(shì)，是一種可用于放射性廢水處理的技術(shù)方案[6]。反滲透工藝在國(guó)外核電廠已實(shí)現(xiàn)了工程化應(yīng)用[7],國(guó)內(nèi)也有多家單位開展了相關(guān)研究[8-15]。根據(jù)國(guó)內(nèi)外的相關(guān)經(jīng)驗(yàn)，通過調(diào)節(jié)運(yùn)行參數(shù)，反滲透裝置可用于對(duì)放射性廢液的凈化或濃縮處理。本研究采用中試規(guī)模反滲透試驗(yàn)裝置，通過對(duì)模擬放射性含硼廢液進(jìn)行濃縮處理，考察反滲透技術(shù)在核電廠含硼廢液濃縮上應(yīng)用的可行性，并進(jìn)一步探究該處理工藝對(duì)模擬放射性核素的去除效果。

1 試驗(yàn)裝置和方法

1.1 膜元件

試驗(yàn)中采用海水型聚酰胺復(fù)合膜，膜元件長(zhǎng)1 016 mm(40英寸)、外徑101.6 mm(4英寸)，最高運(yùn)行壓力6.9 MPa，最高運(yùn)行溫度45 ℃，pH值適用范圍在4～11之間。

1.2 模擬廢液配置及檢測(cè)方法

模擬廢液通過在去離子水中加入H3BO3、CsNO3和CoCl2·6H2O等試劑配制而成。其中，硼的質(zhì)量濃度在550～3 300 mg/L之間，銫的質(zhì)量濃度在3～7 mg/L之間，鈷的質(zhì)量濃度在0.35～1.5 mg/L之間。通過添加NaOH來調(diào)節(jié)溶液的pH值。

溶液中硼與鈷的濃度采用電感耦合等離子體光譜儀進(jìn)行檢測(cè)，檢出限為0.001 μg/mL；銫的濃度采用電感耦合等離子體質(zhì)譜儀進(jìn)行檢測(cè)，檢出限為0.003 μg/L；pH值的檢測(cè)采用PHS-2F型pH計(jì)。

1.3 試驗(yàn)裝置及過程

試驗(yàn)裝置工藝流程如圖1所示。濃水槽和產(chǎn)水槽有效容積均為0.5 m3，供料泵和高壓泵額定流量為2 m3/h。

圖1 反滲透裝置流程Fig.1 Flow diagram of reverse osmosis equipment

試驗(yàn)開始前首先將模擬廢液注入濃水槽。試驗(yàn)過程產(chǎn)生的濃水全部返回濃水槽，產(chǎn)水送入產(chǎn)水槽中。每次試驗(yàn)均從濃水槽高液位(0.65 m)處開始，至濃水槽液位降至低液位(0.15 m)時(shí)結(jié)束。根據(jù)相關(guān)基礎(chǔ)試驗(yàn)及電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，反滲透硼濃縮試驗(yàn)進(jìn)水壓力保持在4 MPa，原水pH值控制在7.5～10.5之間。

試驗(yàn)中所涉及的主要參數(shù)包括：硼濃縮倍數(shù)CF與截留率R，具體定義如下：

式中：cB濃水為濃水中B的濃度；cB原水為原水中B的濃度；c原水為原水中核素(B、Co、Cs)的濃度；c產(chǎn)水為產(chǎn)水中核素(B、Co、Cs)的濃度。

2 試驗(yàn)結(jié)果及分析

2.1 pH值對(duì)原水硼濃縮效果的影響

由表1數(shù)據(jù)可知，當(dāng)原水pH值保持在9.5以上時(shí)，反滲透裝置對(duì)于硼有較高的截留率。因此，為進(jìn)一步研究原水硼濃度對(duì)于硼濃縮效果的影響，將原水的pH值控制在9.8～10.4的范圍內(nèi)，以排除pH值的變化對(duì)試驗(yàn)的影響，結(jié)果列于表2。由表2可看出，原水pH值在9.8～10.4范圍內(nèi)，隨著原水中硼濃度的提高，硼濃縮倍數(shù)變化不大。這是因?yàn)樵谳^高的pH值條件下，硼在原水中絕大部分是以溶解性鹽的形式存在，只有極少量的硼能通過滲透膜，因此在較高pH值的條件下，原水硼濃度對(duì)硼濃縮倍數(shù)不會(huì)有顯著影響。

表1 pH值對(duì)硼濃縮效果的影響Table 1 Effect of pH on boron concentrating

表2 原水硼濃度對(duì)硼濃縮效果的影響Table 2 Effect of boron mass concentration on boron concentrating

2.2 對(duì)模擬放射性核素的截留性能

本試驗(yàn)采用Co和Cs作為研究對(duì)象進(jìn)一步探究反滲透工藝對(duì)于模擬放射性核素的截留效果，結(jié)果列于表3。由表3可見，反滲透裝置在對(duì)硼進(jìn)行濃縮處理的同時(shí)，還能有效截留廢液中的模擬核素Co和Cs，反滲透裝置對(duì)Co和Cs的截留率均不低于97.9%。這是因?yàn)樵囼?yàn)所采用的聚酰胺膜結(jié)構(gòu)中含有胺基和羧基，在保持較高pH值的條件下，膜表面電位較等電點(diǎn)的低，羧基失去質(zhì)子呈陰性，膜表面表現(xiàn)出負(fù)電性，對(duì)正電性的陽離子具有較強(qiáng)的親和力，能有效吸附Co和Cs等核素，因此膜對(duì)陽離子的截留率較高[17]。此外，在堿性環(huán)境下，Co主要以Co(OH)2沉淀形式在水中存在，因此能被反滲透膜截留[18]。

表3 反滲透裝置對(duì)模擬核素的截留效果Table 3 Effect of nuclide rejection with reverse osmosis equipment

2.3 反滲透濃縮含硼廢液的其他影響因素

根據(jù)上述試驗(yàn)結(jié)果可看出，當(dāng)原水pH值達(dá)9.5以上后，硼濃縮倍數(shù)呈上升趨緩，因此在工程應(yīng)用中應(yīng)保持原水的pH值不大于10。在確保硼濃縮效果的前提下，避免廢液pH值接近膜的承受極限，并且降低氫氧化鈉用量，減少二次廢物的增加。

除此之外，在工程應(yīng)用時(shí)還需要注意控制反滲透裝置的溫度，防止水溫達(dá)到或超過反滲透膜元件的最高工作溫度，影響膜元件的使用壽命。這是因?yàn)樵诜礉B透試驗(yàn)裝置對(duì)模擬廢液進(jìn)行濃縮處理時(shí)，由于濃水全部返回濃水槽，供料泵和高壓泵以及其他設(shè)備在運(yùn)行中產(chǎn)生的熱量也通過濃水被帶回濃水槽，導(dǎo)致水溫不斷升高。

3 結(jié)論

采用此套反滲透裝置可對(duì)含硼放射性廢液中的硼進(jìn)行有效的濃縮處理，原水中硼的截留率可達(dá)83.3%以上，并將濃水中硼濃度濃縮至10 000 mg/L以上。試驗(yàn)結(jié)果同時(shí)表明，上述試驗(yàn)裝置對(duì)模擬核素如Co和Cs的截留率可達(dá)97.9%以上。因此，采用反滲透工藝處理壓水堆核電廠廢液有助于實(shí)現(xiàn)放射性廢物最小化的目標(biāo)。

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Study on Concentrating Treatment Test of Simulated Radioactive Wastewater Containing Boron by Reverse Osmosis Membrane in PWR NPP

YE Xin-nan, JIANG Bai-hua, FAN Wen-wen, ZHANG Zhi-yin, YAN Cang-sheng

(ChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,Beijing100840,China)

The reverse osmosis membrane equipment in PWR NPP was employed to investigate the application of pilot scale system in the radioactive wastewater treatment at the full recirculation operation. The removal performance of the equipment for the boron and the radioactivity nuclide were studied, respectively. The experimental results show that the removal efficiency of the aromatic polyamide composite reverse osmosis membrane for boron is over 83.3% and the concentration of boron in concentrate is over 10 000 mg/L. The experimental results also show that the removal efficiency of two nuclides including cobalt and cesium is over 97.9%.

PWR NPP; reverse osmosis; radioactive wastewater; boron; concentration

2014-03-20;

2014-12-11

葉欣楠(1990—)，男，北京人，助理工程師，核科學(xué)與核技術(shù)專業(yè)

TL941.22

A

1000-6931(2015)07-1280-05

10.7538/yzk.2015.49.07.1280