一种小型核设施退役现场放射性废水处理装置
阅读说明：本技术 一种小型核设施退役现场放射性废水处理装置 (Small-size nuclear facility field radioactivity effluent treatment plant that retires ) 是由 梁栋 王永仙 郭丽潇 张文俊 邓少刚 武明亮 梁宇 刘�东 高亚华 张宇航 高志 于 2020-04-30 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种小型核设施退役现场放射性废水处理装置。所述装置包括支架、沉淀系统,二级蒸发冷凝系统,冷凝水处理系统以及废物处理系统。本发明所提供的小型核设施退役现场放射性废水处理装置可以安全、高效地处理退役现场的放射性废水,且产生的二次放射性废物较少、易于处置。(The invention discloses a small nuclear facility decommissioning field radioactive wastewater treatment device. The device comprises a bracket, a precipitation system, a secondary evaporation and condensation system, a condensed water treatment system and a waste treatment system. The small nuclear facility decommissioning site radioactive wastewater treatment device provided by the invention can safely and efficiently treat radioactive wastewater in a decommissioning site, and generates less secondary radioactive wastes which are easy to treat.)
技术领域
本发明涉及放射性三废治理领域中的放射性废水处理领域，具体涉及一种小型核设施退役现场放射性废水处理装置。
背景技术
将核燃料的生产、核电厂的运行、同位素的生产和使用以及核设施退役等过程都会产生着大量的放射性废水，不同核设施以及不同运行阶段产生的放射性废水性质差别很大，需采用不同工艺与装置进行处理。本发明主要针对小型核设施(小型核设施是指放射性实验室、微型反应堆等小面积核设施)退役过程中产生的放射性废水，此类废水具有以下特点：
1)放射性废水产量较小。日产生量一般小于50L。
2)来源复杂，源项复杂。根据经验，小型核设施退役放射性废水来源于复杂，包括设施内残留容器中的少许残存不明液体、现场去污产生的废水、人员洗手产生的废水等。常含有不止一种放射性核素。液体内常含有少量有机废液，如酒精、机油、表面活性剂等。
3)杂质含量高，固含量高。小型核设施退役产生的废水中常含有少量锈渣、石子、砂砾、污泥，甚至有树枝树叶等杂质。
小型核设施退役现场具有其自身特点：
1)一般不具备废液处理能力，但具有一定的固体废物收储能力。
2)现场空间有限，不适于大型设备展开。
3)对于少量废水的处理，能耗要求可适当放宽。
针对小型核设施退役现场的特点及退役过程中产生的放射性废水的水质特点，需要开发一种适合小型核设施退役现场的放射性废水处理装置，以安全、高效地处理退役现场的放射性废水，使废水达到排放标准，并尽量减少处理过程中产生的二次放射性废物。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种小型核设施退役现场放射性废水处理装置，该装置可以安全、高效地处理退役现场的放射性废水，且产生的二次放射性废物较少、易于处置。
为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：
一种小型核设施退役现场放射性废水处理装置，所述装置包括支架、沉淀系统，两级蒸发冷凝系统，冷凝水处理系统以及废物处理系统；
所述沉淀系统包括化学絮凝沉淀槽，化学絮凝沉淀槽上设置有放射性废水入口、清液排放口以及废物排放口；
所述两级蒸发冷凝系统包括通过管道依次连接的初级蒸发容器、初级分体式冷凝器、次级蒸发容器、次级分体式冷凝器；
所述冷凝水处理系统包括离子交换柱、净水储存罐；
所述废物处理系统包括废物干燥容器、微波发生器；
所述初级蒸发容器、次级蒸发容器的上方均设有远红外加热装置；
化学絮凝沉淀槽的清液排放口与初级蒸发容器之间通过管道连接，管道上设有清液排放阀；化学絮凝沉淀槽的废物排放口与废物处理系统之间通过管道连接，管道上设有废物排放阀；
次级分体式冷凝器与离子交换柱之间通过管道连接；
离子交换柱与废物干燥容器设有失效物料排放管道，管道上设有失效物料排放阀。
进一步地，初级蒸发容器与初级分体式冷凝器之间设置有第一两级丝网除雾器；次级蒸发容器与次级分体式冷凝器之间设置有第二两级丝网除雾器。
进一步地，初级蒸发容器、初级分体式冷凝器、次级蒸发容器、次级分体式冷凝器、废物干燥容器采用薄壁玻璃制成；废水处理装置内部的连接管道采用薄壁玻璃管和橡胶管组合而成。
进一步地，所述初级分体式冷凝器、次级分体式冷凝器上均设有冷凝用冷却水入口、冷凝用冷却水出口。
进一步地，化学絮凝沉淀槽的容量为10L；初级、次级蒸发容器的容积为3L；废物干燥容器的容积为5L。
进一步地，单个远红外加热板功率为1.5kw，加热板长40cm，宽15cm。
进一步地，微波发生器功率为1.2kw，微波发生器外设有金属的防微波逸散装置。
进一步地，初级蒸发容器与化学絮凝沉淀槽之间设有回流管道，初级蒸发形成的浓水回流至化学絮凝沉淀槽。
进一步地，次级蒸发容器与初级蒸发容器之间设有回流管道，次级蒸发形成的浓水回流至初级蒸发容器。
进一步地，废物干燥容器与初级蒸发容器之间设有蒸气管道，废物干燥容器内产生的水蒸气汇入初级蒸发容器。
本发明的有益效果在于：
1)装置采用模块化设计，包括非放射性模块和放射性模块。装置非放射性模块包括支架、外框、电控系统、远红外及微波加热装置。放射性模块主要包括装有放射性液体和固体废物的数个玻璃容器及配套管路。两个模块之间无实体连接，仅通过热辐射进行能量交换。即：非放射性模块远红外加热板和微波发生器对蒸发容器和废物干燥容器内物质进行加热，同时不与放射性物质接触。放射性模块可整体取出更换，或作放射性固体废物处理，取出过程简便快速。
2)装置中接触放射性的容器、管路采用薄壁玻璃和少量橡胶管组合而成，一方面可降低二次废物量，另一方面，采用的薄壁玻璃可直接送交玻璃固化，橡胶管可焚烧处理，便于二次废物的处置。
3)装置采用非接触式加热方式，避免加热部件被污染，实现重复利用，减少二次废物。
4)装置针对采用微波发生器对废物进行干燥，设计了金属的防微波逸散装置，以保护现场工作人员。
附图说明
图1为本发明
具体实施方式
中放射性废水处理流程；
图2为本发明具体实施方式中放射性废水处理装置示意图；
其中：1-化学絮凝沉淀槽；2-初级蒸发容器；2.1-第一两级丝网除雾器；3-初级分体式冷凝器；4-次级蒸发容器；4.1-第二两级丝网除雾器；5-次级分体式冷凝器；6-离子交换柱；7-废物干燥容器；8-净水储存罐；9-远红外加热板；10-微波发生器；11-放射性废水入口；12-干燥废物排出口；13-净水取样及排放口；14-冷凝用冷却水入口；15-冷凝用冷却水出口；16-不凝气排气口；17-电控箱。
具体实施方式
下面结合说明书附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
实施例1
如图1、2所示，放射性废水处理装置包括支架、沉淀系统，二级蒸发冷凝系统，冷凝水处理系统以及废物处理系统。所述沉淀系统包括化学絮凝沉淀槽1，化学絮凝沉淀槽上设置有放射性废水入口11、清液排放口以及废物排放口；所述二级蒸发冷凝系统包括初级蒸发容器2、初级分体式冷凝器3、次级蒸发容器4、次级分体式冷凝器5；所述冷凝水处理系统包括离子交换柱6、净水储存罐8，离子交换柱6上设有不凝气排气口16；净水储存罐8上设有净水取样及排放口13；所述废物处理系统包括废物干燥容器7、微波发生器10，废物干燥容器7底部设有干燥废物排出口12；所述初级蒸发容器、次级蒸发容器4的上方均设有远红外加热装置9；初级蒸发容器2与初级分体式冷凝器3之间设置有第一两级丝网除雾器2.1；次级蒸发容器4与初级分体式冷凝器5之间设置有第二两级丝网除雾器4.1。初级分体式冷凝器、次级分体式冷凝器上均设有冷凝用冷却水入口14、冷凝用冷却水出口15。
初级蒸发容器与化学絮凝沉淀槽之间设有回流管道，初级蒸发形成的浓水回流至化学絮凝沉淀槽。次级蒸发容器与初级蒸发容器之间设有回流管道，次级蒸发形成的浓水回流至初级蒸发容器。离子交换柱与废物干燥容器设有失效物料排放管道，管道上设有失效物料排放阀。废物干燥容器与初级蒸发容器之间设有蒸气管道，废物干燥容器内产生的水蒸气汇入初级蒸发容器。
远红外加热装置9及微波发生器10通过电控箱17控制。
装置外形尺寸为长120cm，宽80cm，高110cm，装置总功率4.2kw，化学絮凝沉淀槽容量为10L，初级/次级蒸发容器容积为3L，废物干燥容器容积为5L，单个远红外加热板功率为1.5kw，加热板长为40cm，宽15cm，微波发生器功率为1.2kw。
装置的操作共分四个阶段：第一阶段：小型核设施退役产生的放射性废水被排入化学絮凝沉淀槽，在槽中首先加入硫酸钾铝、铝酸钠、硫酸铁、氯化铁中的一种或多种，而后加入活性二氧化硅、黏土、聚合电解质中的一种或多种，最后加入单酰胺、月桂酸等消泡剂。经搅拌后静置，等待废液中产生絮凝物，与杂质一同沉淀至沉淀槽底部，清液在上层。
第二阶段：打开清液排放阀，使絮凝槽中的上层清液经定量清液排放阀输送至初级蒸发容器，待容器中液体量达容器容积一半以上时，调节阀门流速为1.2-1.5L/h，打开初级蒸发容器上方的远红外加热装置，调节远红外加热板与玻璃容器距离为5-10mm，调节远红外加热板温度为120-140℃，对容器内液体进行蒸发，初级蒸发形成的浓水回流至沉淀槽，产生的水蒸气经由出口处丝网除雾器过滤后，到达配套初级分体式冷凝器内，经冷凝成为液体，流入次级蒸发容器。待次级蒸发容器内液体超过容器容积一半后，开启其上方的远红外加热装置，调节远红外加热板与玻璃容器距离为10-15mm，调节远红外加热板温度为120-140℃，开始次级蒸发，次级蒸发形成的浓水回流至初级蒸发容器，产生的蒸汽经次级分体式冷凝器冷凝后到达离子交换柱。
第三阶段：次级冷凝水经离子交换柱净化，离子交换柱内装载小颗粒银沸石和离子交换树脂(视情况选择具体型号)，净化后的水贮存在净水罐中，经定期取样检测合格后排放。
第四阶段：化学絮凝沉淀槽产生的污泥以及杂质沉淀达到一定数量后，排至废物干燥容器，在该容器内进行微波干燥，微波均匀的作用于污泥内的水分，使其成为水蒸气，水蒸气汇入初级蒸发容器的蒸汽通道。形成的干燥放射性废物可定期排入废物桶。同样，离子交换柱内失效的沸石和离子交换树脂可通过失效物料排放阀排至废物干燥容器，进行微波干燥后排入废物桶。经此阶段，对放射性废水的处理完毕，全程未产生浓缩的二次放射性废液，极大提高了浓缩比。
某放射性实验室退役工程中，在现场应用了本发明所述的小型核设施退役现场废水处理方法，对40天退役工程内产生的约500L废水进行处理，经取样测量，初始废液放射性活度为4.7×105Bq/L，其中固含量体积约10％，主要固体杂质为泥土、砂砾以及部分混入废水中的污泥带来的固体物质，废水含盐量水平不高。处理过程控中，废液蒸发速率约为1.3L/h，离子交换柱填充合成沸石。废液流速约为1.3L/h，经处理后，共产生干燥放射性粉末约90kg，产生失效沸石约10kg，总体浓缩比约为5，考虑到废液本身固含量高，该浓缩比尚可接受。处理后产生净水约400L，经取样检测，净水放射性活度均低于10Bq/L，满足国家排放标准。
显然，本领域的技术人员可以对本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同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。