压水堆核电厂模拟含硼废液反渗透浓缩试验研究

叶欣楠，姜百华，范雯雯，张志银，严沧生

(中国核电工程有限公司，北京 100840)



压水堆核电厂模拟含硼废液反渗透浓缩试验研究

叶欣楠，姜百华，范雯雯，张志银，严沧生

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

采用中试规模反渗透试验装置，在浓水全回流的运行模式下，研究了反渗透系统在压水堆核电厂放射性废液处理中的应用。重点考察了该系统对模拟废液中硼的截留效果，并进一步研究了反渗透水处理工艺对模拟放射性核素的截留效果。结果表明，海水型聚酰胺复合膜对原水中硼的截留率可达83.3%以上，并将原水中硼浓度浓缩至10 000 mg/L以上。试验结果同时表明，上述试验装置对于核素如钴和铯的截留率可达97.9%以上。

压水堆核电厂；反渗透；放射性废液；硼；浓缩

随着社会的发展和环境保护工作的不断深入，我国对于核电厂放射性废液的排放提出了更加严格的要求。根据GB 6249—2011[1]的要求：对于内陆厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和14C外,其他放射性核素浓度不应超过100 Bq/L。因此，为满足愈加严格的排放要求，同时实现放射性废物最小化的目标，急需开展关于改进放射性废液处理工艺的研究。

硼酸中的10B可吸收中子，压水堆核电厂通常将硼酸溶解在慢化剂中，通过调节硼浓度来控制放射性裂变的反应速率[2]。因此核电厂运行所产生的工艺放射性废液中多含有浓度不等的硼。根据GB 8978—1996[3]，硼属于二类污染物，人体摄入过量的硼会引起恶心、头痛、腹泻、肝脏损害甚至死亡[4]，因此要求排污单位在排放口取样，并且要求最高允许排放浓度必须达到国家标准。所以核电厂废液处理系统需要对运行产生的含硼废液进行处理，同时对硼进行浓缩以减少二次废物的产生。

国内压水堆核电厂主要采用蒸发工艺对含硼放射性废液进行浓缩，该工艺对大部分废液具有良好的适应性[5]，但蒸发处理工艺同时存在能耗高、系统复杂、操作繁琐等不足。而反渗透技术作为一种已在国内水处理领域广泛应用的处理工艺，具有能耗低、系统简单且二次废物较少等优势，是一种可用于放射性废水处理的技术方案[6]。反渗透工艺在国外核电厂已实现了工程化应用[7],国内也有多家单位开展了相关研究[8-15]。根据国内外的相关经验，通过调节运行参数，反渗透装置可用于对放射性废液的净化或浓缩处理。本研究采用中试规模反渗透试验装置，通过对模拟放射性含硼废液进行浓缩处理，考察反渗透技术在核电厂含硼废液浓缩上应用的可行性，并进一步探究该处理工艺对模拟放射性核素的去除效果。

1 试验装置和方法

1.1 膜元件

试验中采用海水型聚酰胺复合膜，膜元件长1 016 mm(40英寸)、外径101.6 mm(4英寸)，最高运行压力6.9 MPa，最高运行温度45 ℃，pH值适用范围在4～11之间。

1.2 模拟废液配置及检测方法

模拟废液通过在去离子水中加入H3BO3、CsNO3和CoCl2·6H2O等试剂配制而成。其中，硼的质量浓度在550～3 300 mg/L之间，铯的质量浓度在3～7 mg/L之间，钴的质量浓度在0.35～1.5 mg/L之间。通过添加NaOH来调节溶液的pH值。

溶液中硼与钴的浓度采用电感耦合等离子体光谱仪进行检测，检出限为0.001 μg/mL；铯的浓度采用电感耦合等离子体质谱仪进行检测，检出限为0.003 μg/L；pH值的检测采用PHS-2F型pH计。

1.3 试验装置及过程

试验装置工艺流程如图1所示。浓水槽和产水槽有效容积均为0.5 m3，供料泵和高压泵额定流量为2 m3/h。

图1 反渗透装置流程Fig.1 Flow diagram of reverse osmosis equipment

试验开始前首先将模拟废液注入浓水槽。试验过程产生的浓水全部返回浓水槽，产水送入产水槽中。每次试验均从浓水槽高液位(0.65 m)处开始，至浓水槽液位降至低液位(0.15 m)时结束。根据相关基础试验及电厂运行经验，反渗透硼浓缩试验进水压力保持在4 MPa，原水pH值控制在7.5～10.5之间。

试验中所涉及的主要参数包括：硼浓缩倍数CF与截留率R，具体定义如下：

式中：cB浓水为浓水中B的浓度；cB原水为原水中B的浓度；c原水为原水中核素(B、Co、Cs)的浓度；c产水为产水中核素(B、Co、Cs)的浓度。

2 试验结果及分析

2.1 pH值对原水硼浓缩效果的影响

由表1数据可知，当原水pH值保持在9.5以上时，反渗透装置对于硼有较高的截留率。因此，为进一步研究原水硼浓度对于硼浓缩效果的影响，将原水的pH值控制在9.8～10.4的范围内，以排除pH值的变化对试验的影响，结果列于表2。由表2可看出，原水pH值在9.8～10.4范围内，随着原水中硼浓度的提高，硼浓缩倍数变化不大。这是因为在较高的pH值条件下，硼在原水中绝大部分是以溶解性盐的形式存在，只有极少量的硼能通过渗透膜，因此在较高pH值的条件下，原水硼浓度对硼浓缩倍数不会有显著影响。

表1 pH值对硼浓缩效果的影响Table 1 Effect of pH on boron concentrating

表2 原水硼浓度对硼浓缩效果的影响Table 2 Effect of boron mass concentration on boron concentrating

2.2 对模拟放射性核素的截留性能

本试验采用Co和Cs作为研究对象进一步探究反渗透工艺对于模拟放射性核素的截留效果，结果列于表3。由表3可见，反渗透装置在对硼进行浓缩处理的同时，还能有效截留废液中的模拟核素Co和Cs，反渗透装置对Co和Cs的截留率均不低于97.9%。这是因为试验所采用的聚酰胺膜结构中含有胺基和羧基，在保持较高pH值的条件下，膜表面电位较等电点的低，羧基失去质子呈阴性，膜表面表现出负电性，对正电性的阳离子具有较强的亲和力，能有效吸附Co和Cs等核素，因此膜对阳离子的截留率较高[17]。此外，在碱性环境下，Co主要以Co(OH)2沉淀形式在水中存在，因此能被反渗透膜截留[18]。

表3 反渗透装置对模拟核素的截留效果Table 3 Effect of nuclide rejection with reverse osmosis equipment

2.3 反渗透浓缩含硼废液的其他影响因素

根据上述试验结果可看出，当原水pH值达9.5以上后，硼浓缩倍数呈上升趋缓，因此在工程应用中应保持原水的pH值不大于10。在确保硼浓缩效果的前提下，避免废液pH值接近膜的承受极限，并且降低氢氧化钠用量，减少二次废物的增加。

除此之外，在工程应用时还需要注意控制反渗透装置的温度，防止水温达到或超过反渗透膜元件的最高工作温度，影响膜元件的使用寿命。这是因为在反渗透试验装置对模拟废液进行浓缩处理时，由于浓水全部返回浓水槽，供料泵和高压泵以及其他设备在运行中产生的热量也通过浓水被带回浓水槽，导致水温不断升高。

3 结论

采用此套反渗透装置可对含硼放射性废液中的硼进行有效的浓缩处理，原水中硼的截留率可达83.3%以上，并将浓水中硼浓度浓缩至10 000 mg/L以上。试验结果同时表明，上述试验装置对模拟核素如Co和Cs的截留率可达97.9%以上。因此，采用反渗透工艺处理压水堆核电厂废液有助于实现放射性废物最小化的目标。

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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

叶欣楠(1990—)，男，北京人，助理工程师，核科学与核技术专业

TL941.22

A

1000-6931(2015)07-1280-05

10.7538/yzk.2015.49.07.1280