[发明专利]利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统

说明书

本发明涉及利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统。在本发明的方法和系统中，采用对较高非放射性离子浓度背景下的放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料。本发明的方法包括如下步骤：1)提供对较高非放射性离子浓度背景下的放射性核素具有高去污因子的特异性膜材料；2)使放射性废液流经所述膜材料的表面，从而分离浓缩放射性核素。本发明的方法和系统能够有效地分离浓缩放射性废液中放射性核素，并对其进行固化处理，尤其是对放射性同位素Cs和Co具有优异的去除效果，大大减少了二次废物量，简化了工艺，提高了安全性。

技术领域

本发明涉及利用反渗透膜分离浓缩放射性废液中放射性核素的方法和系统。

背景技术

核电作为一种重要的清洁能源，正在逐渐成为世界能源结构中的重要组成部分。然而，在核电厂的日常运行及事故工况中，通常产生大量放射性废液。

为了满足国标《核动力厂环境辐射防护》(GB6249-2011)的排放要求，核电厂放射性废液处理系统对放射性物质的去污因子通常需要至少达到10³-10⁴量级。

传统的低放废液处理方法包括离子交换法、无机吸附法、化学沉淀法、蒸发浓缩法、膜分离法等。但是，化学沉淀、离子交换、无机吸附等存在产生大量二次废物的现象，而蒸发浓缩操作复杂、能耗高、维护维修成本高。

相比之下，反渗透技术因其核素分离率高、二次废物量小的特点，展示了较强的应用前景。然而，目前大部分商用的有机反渗透膜主要是用于脱盐的目的，在去除质量浓度极低的放射性核素时，效率较差，而且容易结垢。在核电废液处理的实际应用中，由于核素浓度极低，常规的反渗透技术难以达到令人满意的核素截留效率。例如，目前的商业反渗透膜对放射性Cs的截留率仅为90％左右，在实际应用中往往低于85％，对放射性Sr、Co的截留率为95％左右。即使采用二级反渗透工艺，对放射性核素的去污因子也难以超过100，不能满足低放废液处理系统对核素的去污要求。尽管提高反渗透工艺的级数，能够有效提高反渗透系统对核素的去污能力，然而级数过高会增加废液处理系统的能耗、复杂程度，导致系统安全系数降低。

为了改进商用反渗透膜的性能，可以对其进行改性。目前用于改性反渗透膜的方法包括物理改性，包括表面吸附、表面涂覆等；和化学改性，包括化学接枝、自由基接枝聚合以及原子转移自由基聚合等。在物理改性中，改性材料与反渗透膜的分离层相互作用，主要通过范德华力，静电相互作用或氢键作用结合在一起，长期运行可能不稳定。相比之下，在化学改性中，材料通过共价键连接到反渗透膜的表面，具有更好的化学和结构稳定性。因此，化学接枝被认为是改性膜表面的最有希望的方法之一。然而，大部分接枝方法繁琐，接枝效率低。

此外，放射性废液本身的处理难度较大，主要表现在以下几个方面：

1)核电厂放射性废液中含有Na-24、Cr-51、Mn-54、Fe-55、Fe-59、Co-58、Co-60、Zn-65、Sr-89、Sr-91、Zr-95、Nb-95、Mo-99、Tc-99m、Ru-103、Ru-106m、Ag-110m、Te-129m、Te-129、Te-131m、Te-131、Te-132、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-141、Ce-143、Ce-144、W-187、Np-239等上百种核素。各核素的性质(例如浓缩富集性质，存在形态，浓度，化合价，腐蚀性等)复杂且可在不同操作条件(例如pH值、离子强度、温度等)下发生变化，对核素的浓缩富集造成一定的难度。

2)放射性核素的质量浓度极低，一般为10^-3微克/升以下；而共存的非放射性离子如K、Na、Ca、Mg的浓度较高，一般为毫克/升的量级，甚至高达克/升量级，这些非放射性离子的存在影响反渗透膜两侧的压力，进而严重影响放射性废液中核素的浓缩和固化。

3)需要尽可能降低二次放射性废物的量，以较高的截留率浓缩放射性废液中的核素。