[发明专利]高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的处理方法

说明书

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。