CN110467190B - 一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置和方法 - Google Patents

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Abstract

本发明提供一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置,其包括:原水罐、分离单元进水泵、用于对硼和核素进行分离的分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件和产水罐;所述原水罐、分离单元进水泵、分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件和产水罐依次相连。本发明提供的用于放射性含硼废液中回收硼的装置,简单高效解决传统硼回收工艺中硼被浓缩的同时核素和杂质也被浓缩,提高被浓缩硼的纯度和降低其放射性活度浓度,避免核素再次浓缩重复处理,增加固废产生量,根据项目实际需求,简单灵活控制回收的硼浓度。

Description

一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置和方法
技术领域
本发明涉及一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置和方法。
背景技术
传统压水堆核电厂中,采用硼进行反应性化学补偿控制。电厂运行期间,由于调硼和化容***下泄操作频繁,将产生大量含硼废液。排出的含硼废液大部分通过硼回收***浓缩和净化后,在电厂内回用。但每堆年依然还有约0.4吨硼排向环境。
CAP系列核电厂的反应性控制方式与一般压水堆核电厂类似,但CAP系列核电厂在反应性控制中还采用了机械补偿运行模式,可溶硼仅用于补偿由于堆芯燃耗引起的反应性变化,而利用控制棒的动作进行快速反应性变化控制和负荷跟踪,从源头减少了含硼废液的产生。为简化***设计,原设计中取消了传统压水堆电厂的硼回收***,含硼废液如果不处理,每堆年大约有约1吨硼通过放射性废液处理***处理后排入环境。
审评方希望通过设计改进,使核电厂的硼排放浓度和硼排放总量得到进一步控制。为了控制最终排向环境的硼浓度和总量,解决方案之一是回用这部分硼。另外,基于富集硼酸的应用特点,将来可能会有越来越多的核电厂采用富集硼酸,考虑到富集硼的高价值,也有必要回收利用这部分硼。
目前可采用的回收硼的工艺主要有蒸发和反渗透膜工艺。蒸发为现阶段没有硼回收***的核电站采用的除硼工艺,其优点是工艺成熟,工程运行经验较多,缺点是占地面积大、能耗高、浓缩液中放射性核素活度高,放射性核素及非放杂质(包括硅)与硼一起浓集,即使再通过树脂床净化,会增加固废产生量,且由于树脂对杂质离子中硅的选择性低,会导致回路中二氧化硅逐渐升高。膜技术是物理分离过程,不会引入额外的杂质,但现有的膜处理技术主要虽然具有工艺简单、除硼效率高、能耗低等优点,但硼和核素会被同时浓缩。核电厂冷却剂流出液中硼的最高浓度可能达到2700ppm,平均硼浓度约为1000ppm,浓缩后硼浓度甚至达到5000ppm,而放射性液体中核素离子浓度却只有ppb级甚至更低,需要分离的硼和核素浓度反差太大,传统反渗透膜对于高硼浓度低核素浓度的含硼废液处理缺乏应用实例,且也会发生核素和硼同时被浓集的现象,导致浓缩硼不能满足回用要求。
如何解决硼被浓缩的同时避免核素和其他杂质离子浓集,以及提高膜对进水硼浓度的适用范围,同时还要将平均硼浓度只有1000ppm左右的溶液浓缩为5000ppm左右的高纯硼溶液成为本发明的重点。通过采用一种核电厂对硼和核素具有高分离率的膜产品和一种对硼具有高截留率的膜产品组合应用,高效分离核电厂放射性含硼废液中核素后对硼进行高效浓缩,同时满足工程应用回收的浓度和纯度要求,实现对硼的高效和高品质回收利用。
发明内容
本发明针对现有技术的不足,提出一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置和方法。
本发明提供一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置,其特征在于,包括:原水罐、分离单元进水泵、用于对硼和核素进行分离的分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件和产水罐;所述原水罐、分离单元进水泵、分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件和产水罐依次相连;所述分离单元膜组件与所述原水罐相连;所述浓缩单元膜组件与所述中间水罐相连;其中:
所述分离单元膜组件对硼的透过率大于90%,对核素的截留率大于95%;
所述浓缩单元膜组件对硼的截留率大于95%。
优选地,所述分离单元进水泵经配置以将所述原水罐中的含硼和核素的放射性废液泵入所述分离单元膜组件。
优选地,所述浓缩单元进水泵经配置以将所述中间水罐中的含硼废液泵入所述浓缩单元膜组件。
优选地,所述分离单元膜组件包含一种复合反渗透膜,其特征在于,包括无纺布、支撑基层、活性脱盐层和分离层,所述无纺布、支撑基层、活性脱盐层和分离层依次叠加;所述无纺布厚度为80-150μm,所述支撑基层叠加在无纺布上,厚度为20-50μm;所述活性脱盐层和分离层依次附着在所述支撑基层上,厚度为0.1-0.5μm。
本发明提供一种复合反渗透膜的制备方法,包括所述脱盐层为全芳香致密交联结构,并具有带电官能团以调整所述聚酰胺层表面的电荷密度;所述支撑基层,其为多孔结构;所述支撑基层采用聚砜和羟基乙酯添加剂,其中聚砜为原料,羟基乙酯添加剂浓度控制在5~50%。
采用1~10%的氨基苯甲酰哌嗪作为水相单体、2~8%的均苯三甲酰氯作为油溶性单体进行界面聚合反应,反应时间控制在30-90s。确保形成致密的活性层,同时也保证合理的通量,优化表面电荷密度,保障高分离率膜对极低浓度核素具有高截留率,同时可以透过硼酸,达到优异的分离效果。
优选地,所述浓缩单元膜组件包括一种复合反渗透膜,其特征在于,包括无纺布、支撑基层、活性脱盐层和脱硼层,所述无纺布、支撑基层、活性脱盐层和脱硼层依次叠加;所述无纺布厚度为80-150μm,所述支撑基层叠加在无纺布上,厚度为20-50μm;所述活性脱盐层和脱硼层依次附着在所述支撑基层上,厚度为0.1-0.5μm。
通过设计构建具有全芳香致密交联结构的脱盐层,并结合脱盐层中带电官能团调整聚酰胺层表面的电荷密度。本发明中复合反渗透膜由支撑基层、活性脱盐层和脱硼层组成。其支撑基层和活性脱盐层制备方法与传统膜制备方法基本一致。脱硼层制备方法:
将15-25%浓度的乙二醇甲醚、催化剂HCl和2-10%浓度的交联剂戊二醛加入去离子水中,加热搅拌至完全溶解,得到乙二醇甲醚交联溶液;
然后将上述制备的复合反渗透膜浸入乙二醇甲醚交联溶液中,接着将经过乙二醇甲醚溶液浸泡的反渗透膜置于烘箱中热处理,即得到含有脱硼层的复合反渗透膜。
本发明提供一种用于放射性含硼废液中回收硼的方法,其包括如下步骤:
通过分离单元进水泵将含硼和核素的放射性废液泵入能够分离硼和核素的分离单元膜组件;
通过所述分离单元膜组件将废液中的核素和杂质截留后回到原水罐,将废液中的硼透过膜后排向中间水罐;
通过浓缩单元进水泵将所述中间水罐中的硼溶液泵入浓缩单元膜组件,硼溶液中的硼被浓缩后返回所述中间水罐,直至达到***设定值。
优选地,采用所述原水罐储存含硼和核素的放射性废液。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:
1、本发明提供的用于放射性含硼废液中回收硼的装置,简单高效解决传统硼回收工艺中硼被浓缩的同时核素和杂质也被浓缩,提高被浓缩硼的纯度和降低其放射性活度浓度,避免核素再次浓缩重复处理,增加固废产生量,根据项目实际需求,简单灵活控制回收的硼浓度。
2、本发明提供的用于放射性含硼废液中回收硼的装置,解决了核电厂含硼废液中硼被浓缩的同时核素也被浓缩的问题,降低了硼溶液中核素浓度,为硼的回用提供纯度高、杂质浓度低、工艺废物产生量小、***运行简单、占地面积少的方案。
3、本发明提供的用于放射性含硼废液中回收硼的装置,解决了不同类型核电厂对回收硼浓度的不同要求,可以根据实际工程应用和硼的种类调节***最终浓缩硼的浓度;为核电厂减少核电厂硼的排放总量和浓度提供解决方案;根据核电厂产生含硼废液总量,可以通过调整膜元件组合方式和数量实现工艺要求,提高了工艺应用的灵活性。
附图说明
图1为符合本发明优选实施例的用于放射性含硼废液中回收硼的装置的流程示意图。
其中,1:原水罐 2:分离单元进水泵 3:分离单元膜组件 4:中间水罐 5:浓缩单元进水泵 6:浓缩单元膜组件 7:产水罐
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
如图1所示,本发明一实施例提供一种放射性废液硼和核素分离的膜处理装置,其由原水罐、分离单元进水泵、对硼和核素具有高分离率的分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件、产水罐及相关管道、阀门和仪表组成。含硼和核素的放射性废液通过分离单元进水泵进入硼和核素分离膜组件,核素和杂质被膜截留后回到原水罐,硼透过膜后排向中间水罐,中间水罐中高纯度、低浓度的硼溶液通过浓缩单元进水泵进入浓缩单元膜组件,硼被不断浓缩后回到中间水罐,直至达到***设定值,浓缩膜单元产水排向产水罐,待排。
回用放射性废液中硼的膜处理方法特点如下:
1.发明一种核电厂用对硼和铯、锶等核素具有高分离率的膜产品,通过能实现硼和核素的高效分离,针对进水硼浓度为100~5000ppm,在不调节溶液的pH值,单支膜原件回收率10%时,对硼的透过率大于90%,对核素和杂质的截留率大于95%;
其中:膜产品开发主要技术手段:
1)基膜结构的控制与优化:
复合膜的基膜主要起到支撑作用,高性能的支撑膜是制备高性能复合膜的必要条件。为了得到具有高性能的复合膜,就要求支撑底膜具有适当的孔隙率、孔径及孔径分布。同时支撑层材料应当具有良好的化学稳定性,热稳定性及机械性能。本发明采用价廉易得、制膜简单、有良好的机械强度和抗压密性、有良好的化学稳定性,且能抗生物降解的聚砜做为多孔支撑膜的原料,羟基乙酯添加剂浓度控制在25%,保证基膜无明显纸状孔,保证开发的膜产品基膜孔型结构均一、皮层完整且具有较高的机械性能,延长膜产品使用寿命。
2)活性脱盐层结构的控制和优化
界面聚合反应是制备复合膜活性脱盐层的关键。影响界面聚合的主要因素有:水相和有机相的单体浓度、基膜在两相中的浸渍时间、热处理过程中的温度和时间等。为了提高对膜和核素具有更好的分离效果,本发明采用6%的氨基苯甲酰哌嗪作为水相单体,3%的均苯三甲酰氯作为油溶性单体,界面聚合反应时间控制在合理范围(30-90s),确保形成致密的活性层,同时也保证合理的通量,优化表面电荷密度,保障高分离率膜对极低浓度核素具有高截留率,同时可以透过硼酸,达到优异的分离效果。
2.分离后产水中硼浓度、硼总量和原水接近,最大程度减少硼的排放总量。当进水1000ppm B,***回收率达到50-95%时,产水中硼浓度为925-980ppm,硼的总回收率达到46-93%,;
3.分离后产水中核素浓度明显降低,大大提高回用硼的纯度。当进水放射性活度浓度为1000Bq/L时,***回收率达到50-95%时,产水中核素浓度为76-134Bq/L,核素和杂质总量减少96-88%;
4.分离核素后硼溶液,经硼浓缩单元,最终浓缩硼浓度可以达到高于进水硼浓度的任意值,当浓缩硼浓度达到4000-7000ppm时,***硼回收率可以达到80%以上,浓硼溶液中放射性核素活度浓度可以满足小于1000Bq/L的低水平要求;
此外,浓缩单元主要依托开发一种核电厂用对高浓度硼具有高截留率的膜产品,针对进水硼浓度为100-5000ppm,在不调节溶液的pH值,单支膜原件回收率10%时,对硼的截留率大于95%。膜产品开发主要技术手段:通过设计构建具有全芳香致密交联结构的脱盐层,并结合脱盐层中带电官能团调整聚酰胺层表面的电荷密度。
优选地,本发明中复合反渗透膜由支撑基层、活性脱盐层和脱硼层组成。其支撑基层和活性脱盐层制备方法与传统膜制备方法基本一致。脱硼层制备方法:将一定量(15~25%)的乙二醇甲醚、催化剂HCl和交联剂戊二醛(2~10%)加入适量的去离子水中,加热搅拌至完全溶解,得乙二醇甲醚交联溶液。然后将初步制备的复合反渗透膜浸入乙二醇甲醚交联溶液中一定时间,将经过乙二醇甲醚溶液浸泡的反渗透膜置于烘箱中热处理一定时间,即可得含有脱硼层的复合反渗透膜。
5.采用批次分离处理,可以最大程度上减少***采用的膜支数;
6.可以根据待处理流量要求,灵活调节分离单元膜组件中膜原件支数和组合方式;
7.分离终点可以灵活控制,可以通过回收率或者需要控制的水质指标终点进行控制。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能,但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
显然,本领域的技术人员可以对发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内,则本发明也意图包括这些改动和变型在内。

Claims (5)

1.一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置,其特征在于,包括:原水罐、分离单元进水泵、用于对硼和核素进行分离的分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件和产水罐;所述原水罐、分离单元进水泵、分离单元膜组件、中间水罐、浓缩单元进水泵、浓缩单元膜组件和产水罐依次相连;所述分离单元膜组件与所述原水罐相连;所述浓缩单元膜组件与所述中间水罐相连;
所述分离单元膜组件包含一种复合反渗透膜,包括无纺布、支撑基层、活性脱盐层和分离层,所述无纺布、支撑基层、活性脱盐层和分离层依次叠加;所述支撑基层叠加在无纺布上,所述活性脱盐层和分离层依次附着在所述支撑基层上;所述活性脱盐层为全芳香致密交联结构,采用6%的氨基苯甲酰哌嗪作为水相单体,3%的均苯三甲酰氯作为油溶性单体,界面聚合反应时间控制在30-90s,并具有带电官能团以调整聚酰胺层表面的电荷密度;所述支撑基层,其为多孔结构;所述支撑基层采用聚砜和羟基乙酯添加剂,其中聚砜为原料,羟基乙酯添加剂浓度控制在5-50%;
所述浓缩单元膜组件包括一种复合反渗透膜,包括无纺布、支撑基层、活性脱盐层和脱硼层,所述无纺布、支撑基层、活性脱盐层和脱硼层依次叠加;所述支撑基层叠加在无纺布上,所述活性脱盐层和脱硼层依次附着在所述支撑基层上;脱硼层制备方法:将15-25%浓度的乙二醇甲醚、催化剂HCl和2-10%浓度的交联剂戊二醛加入去离子水中,加热搅拌至完全溶解,得到乙二醇甲醚交联溶液;然后将上述制备的复合反渗透膜浸入乙二醇甲醚交联溶液中,接着将经过乙二醇甲醚溶液浸泡的反渗透膜置于烘箱中热处理,即得到含有脱硼层的复合反渗透膜;
所述分离单元膜组件对硼的透过率大于90%,对核素的截留率大于95%;所述浓缩单元膜组件对硼的截留率大于95%。
2.如权利要求1所述的用于放射性含硼废液中回收硼的装置,其特征在于,所述分离单元进水泵经配置以将所述原水罐中的含硼和核素的放射性废液泵入所述分离单元膜组件。
3.如权利要求1所述的用于放射性含硼废液中回收硼的装置,其特征在于,所述浓缩单元进水泵经配置以将所述中间水罐中的含硼废液泵入所述浓缩单元膜组件。
4.一种如权利要求1所述的用于放射性含硼废液中回收硼的装置的回收硼的方法,其特征在于,包括如下步骤:
通过分离单元进水泵将含硼和核素的放射性废液泵入能够分离硼和核素的分离单元膜组件;
通过所述分离单元膜组件将废液中的核素和杂质截留后回到原水罐,将废液中的硼透过膜后排向中间水罐;
通过浓缩单元进水泵将所述中间水罐中的硼溶液泵入浓缩单元膜组件,硼溶液中的硼被浓缩后返回所述中间水罐,直至达到***设定值。
5.如权利要求4所述的回收硼的方法,其特征在于,采用所述原水罐储存含硼和核素的放射性废液。
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN117038138B (zh) * 2023-08-16 2024-02-23 西南科技大学 一种核电站高硼放射性废水深度净化及硼资源回收的方法

Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0777599A (ja) * 1993-07-26 1995-03-20 Westinghouse Electric Corp <We> 放射性液体の処理方法
US5925254A (en) * 1995-03-17 1999-07-20 Commissariat A L'energie Atomique Process for separating sodium from aqueous effluents resulting from the reprocessing of spent nuclear fuel elements
JPH11235595A (ja) * 1998-02-24 1999-08-31 Unitika Ltd ホウ素含有排水の処理方法
JPH11319850A (ja) * 1998-05-12 1999-11-24 Nippon Light Metal Co Ltd ホウ素含有水の処理方法
CN1809415A (zh) * 2003-06-23 2006-07-26 瓦藤福尔股份公司 硼的分离和回收
JP2008029989A (ja) * 2006-07-31 2008-02-14 Sumitomo Metal Mining Co Ltd ホウ素含有水からホウ素の分離回収方法
CN102481525A (zh) * 2009-08-31 2012-05-30 通用电气公司 用于硼清除的反渗透复合膜
WO2015025681A1 (ja) * 2013-08-23 2015-02-26 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理装置
CN104810071A (zh) * 2015-04-16 2015-07-29 湖南桃花江核电有限公司 含硼放射性废液深度净化同时回收硼酸的方法及设备
CN105427912A (zh) * 2015-11-03 2016-03-23 上海核工程研究设计院 一种分离放射性废水中硼和放射性核素的方法
CN106057261A (zh) * 2016-08-15 2016-10-26 辽宁莱特莱德环境工程有限公司 一种放射性元素浓缩回收再利用装置
CN106653131A (zh) * 2015-11-03 2017-05-10 清华大学 一种加长流道的分离放射性废水中硼和放射性核素的方法
CN107170505A (zh) * 2017-06-29 2017-09-15 江苏金环环保设备有限公司 一种核电厂含硼放射性废液的组合处理***及方法
CN209456085U (zh) * 2018-05-09 2019-10-01 上海核工程研究设计院有限公司 一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置

Patent Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0777599A (ja) * 1993-07-26 1995-03-20 Westinghouse Electric Corp <We> 放射性液体の処理方法
US5925254A (en) * 1995-03-17 1999-07-20 Commissariat A L'energie Atomique Process for separating sodium from aqueous effluents resulting from the reprocessing of spent nuclear fuel elements
JPH11235595A (ja) * 1998-02-24 1999-08-31 Unitika Ltd ホウ素含有排水の処理方法
JPH11319850A (ja) * 1998-05-12 1999-11-24 Nippon Light Metal Co Ltd ホウ素含有水の処理方法
CN1809415A (zh) * 2003-06-23 2006-07-26 瓦藤福尔股份公司 硼的分离和回收
JP2008029989A (ja) * 2006-07-31 2008-02-14 Sumitomo Metal Mining Co Ltd ホウ素含有水からホウ素の分離回収方法
CN102481525A (zh) * 2009-08-31 2012-05-30 通用电气公司 用于硼清除的反渗透复合膜
WO2015025681A1 (ja) * 2013-08-23 2015-02-26 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理装置
CN104810071A (zh) * 2015-04-16 2015-07-29 湖南桃花江核电有限公司 含硼放射性废液深度净化同时回收硼酸的方法及设备
CN105427912A (zh) * 2015-11-03 2016-03-23 上海核工程研究设计院 一种分离放射性废水中硼和放射性核素的方法
CN106653131A (zh) * 2015-11-03 2017-05-10 清华大学 一种加长流道的分离放射性废水中硼和放射性核素的方法
CN106057261A (zh) * 2016-08-15 2016-10-26 辽宁莱特莱德环境工程有限公司 一种放射性元素浓缩回收再利用装置
CN107170505A (zh) * 2017-06-29 2017-09-15 江苏金环环保设备有限公司 一种核电厂含硼放射性废液的组合处理***及方法
CN209456085U (zh) * 2018-05-09 2019-10-01 上海核工程研究设计院有限公司 一种用于放射性含硼废液中回收硼的装置

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
WANG Lihong.Preparation of Thin Film Composite Nanofiltration Membrane by Interfacial Polymerization with 3,5-Diaminobenzoylpiperazine and Trimesoyl Chloride.Chinese Journal of Chemical Engineering.2011,第19卷(第2期),262—266. *
芳香聚酰胺反渗透复合膜表面接枝分子刷及其性能研究;史亚兰;中国优秀硕士学位论文全文数据库工程科技Ⅰ辑(第7期);B015-56 *

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