【摘要】：隨著我國(guó)經(jīng)濟(jì)的迅速發(fā)展,能源短缺問(wèn)題日益嚴(yán)重,開(kāi)發(fā)核能也成為一種必然趨勢(shì)。然而核能在為我們解決能源問(wèn)題的同時(shí),也會(huì)產(chǎn)生一部分放射性廢水,福島核事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)告訴我們,核設(shè)施在運(yùn)行以及退役期間產(chǎn)生的放射性廢水需要及時(shí)減容凈化處理。目前我國(guó)核工業(yè)處理放射性廢水的工藝主要是“絮凝沉淀—蒸發(fā)—離子交換”工藝,該工藝技術(shù)成熟,但存在二次污染嚴(yán)重,凈化效果不理想等缺點(diǎn),越來(lái)越不能滿足放射性廢水的處理要求,尤其是內(nèi)陸核電對(duì)放射性廢水的凈化要求。需要開(kāi)發(fā)新的放射性廢水處理技術(shù)。針對(duì)核電廠以及后處理廠等核設(shè)施運(yùn)行、退役產(chǎn)生的放射性廢水處理問(wèn)題,本文研究了膜蒸餾處理放射性廢水技術(shù)。采用氣隙式膜蒸餾方式,膜蒸餾腔室設(shè)計(jì)采用并接式,引入分液板設(shè)計(jì)理念,設(shè)計(jì)一種可通過(guò)并接多個(gè)膜組件實(shí)現(xiàn)不改變單個(gè)膜面積擴(kuò)大膜蒸餾產(chǎn)量的實(shí)驗(yàn)裝置。對(duì)采用膜蒸餾裝置凈化處理濃度為1 g/L Sr2+和離子濃度均為10 g/L的Co2+、Sr2+、Na+、Ca2+四種離子混合模擬放射性廢水進(jìn)行了研究。研究結(jié)果表明,膜蒸餾技術(shù)對(duì)1 g/L Sr2+料液中Sr2+截留率可以達(dá)到99.999%以上,DF值在105以上;處理離子濃度均為10 g/L的Co2+、Sr2+、Na+、Ca2+四種離子混合料液時(shí),膜蒸餾對(duì)Sr2+、Co2+去除率均接近100%,Sr2+的去污系數(shù)(DF)達(dá)到1×106,Co2+的去污系數(shù)(DF)達(dá)到1×107。研究結(jié)果發(fā)現(xiàn),料液溫度和料液流量對(duì)膜通量有一定影響。無(wú)論是提高料液溫度,還是增加料液流量,均可以有效提高膜通量。在保證凈化效果的情況下,在料液溫度75℃,料液流速7 L/min時(shí),處理1 g/L Sr2+膜通量可以達(dá)到4.15 kg/(m2·h)。對(duì)離子濃度均為10 g/L的Co2+、Sr2+、Na+、Ca2+四種離子混合料液處理時(shí),膜通量也達(dá)到3.88 kg/(m2·h)。本文進(jìn)行了膜蒸餾處理中核某乏燃料后處理廠低水平放射性廢水的熱試驗(yàn)。實(shí)驗(yàn)裝置連續(xù)運(yùn)行94小時(shí),對(duì)含多種放射性離子,雜質(zhì)較多的放射性廢水進(jìn)行了處理,原液總α活度濃度868Bq/L,總β活度濃度5610Bq/L,處理后的所有餾出液總α均低于0.2Bq/L,總β均低于22Bq/L.在料液溫度80℃時(shí),膜通量達(dá)到7.12Kg/(m2·h).膜蒸餾處理放射性廢水技術(shù)在核工業(yè)具有較好發(fā)展前景。
【學(xué)位授予單位】：南華大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類(lèi)號(hào)】：TL941.1

【參考文獻(xiàn)】

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1 李小燕;張葉;;放射性廢水處理技術(shù)研究進(jìn)展[J];鈾礦冶;2010年03期

本文編號(hào)：2720678