1.本发明涉有机放射性废液处理技术领域，具体涉及一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法。
背景技术：
2.核燃料元件生产是高温堆的关键技术之一，在高温气冷堆元件核芯制备过程中，会产生大量的含高cod（由有机物造成）、高盐和高氨的有机低放废液。有机低放废液具有成分复杂、有机物含量高、色度高、难生物降解等特点。高cod主要原因是废液中存在大量的四氢糠醇和聚乙烯醇（pva），四氢糠醇具有挥发性且分子量较小，通过普通的过滤和絮凝等常规方法处理基本没有效果，而活性炭吸附等处理技术效果不明显。例如：专利cn 201910323521.3，采用活性炭吸附高温堆燃料元件生产放射性废水中的四氢糠醇，由于活性炭存在饱和吸附量，对废水cod去除有限，因此，随着废水cod升高，其去除率迅速降低；并且，由于活性炭容易吸附饱和，需经常更换或再生，增加了成本。
3.此外，高温气冷堆元件核芯制备产生的有机低放工艺废水不同于常规的废水处理，由于有机低放废水中有机物和盐类含量高，传统的废水处理方法难以深度去除废水中的杂质和离子，而且还会受有机物的影响。在专利(cn 201310143808.0)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。但实际运行过程中，有机物和铀的去除效果不佳，同时产生大量放射性硅胶等二次废物，不能很好的实现废液深度净化及铀资源回收。在专利（cn 201410546584.2）中使用的蒸氨-絮凝-活性炭吸附-硅胶吸附-反渗透的处理工，在实际运行中，由于活性炭对有机物吸附不完全，并且活性炭存在饱和吸附量，对废水cod去除有限，导致后续工艺流程中硅胶吸附铀时，出现有机物使“硅胶中毒”从而失效的现象。因此，必须先对废水进行预处理，降解废水中的四氢糠醇、pva等有机物后才能确保后续深度净化处理铀的工艺的正常运行和出水水质。在本专利中提出了一种新的处理工艺流程，该工艺流程简单，步骤较少，实用性更强。
技术实现要素：
4.针对本领域存在的问题，本发明的目的是以高级氧化-离子交换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。
5.实现本发明目的的技术方案为。
6.利用高级氧化-离子交换处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，包括以下步骤：（1）高级氧化降解有机物：根据废液的cod来确定双氧水和硫酸亚铁的添加量以降低含四氢糠醇和pva的有机低放废液中的cod，控制反应温度二次氧化提高cod去除率和出水水质。
7.（2）将高级氧化滤得固体物质焙烧，得到可回用铀氧化物固体。
8.（3）离子交换单元除铀：将滤液利用离子交换纤维深度净化处理铀。
naoh固体，恒温反应10 min后，再向溶液中加入20 ml 30％质量分数的h2o2，恒温反应30 min，停止加热，冷却后过滤，取滤液测量其cod和铀浓度。测得其cod为1584 mg/l，cod的去除率约为91.43%，铀浓度为6 mg/l，铀去除率为91.55%。
34.（3）离子交换法深度净化除铀：经过高级氧化降解cod后的废液进入离子交换纤维柱吸附单元。湿法填装20.0 g强碱性离子交换纤维；计算装填平均密度分别为0.103 g/cm3和0.168 g/cm3，高径比约为5.7：1，在静态实验优选的ph(10~11)条件下，控制流速为20 ml/min的条件下，利用蠕动泵将废液泵入强碱性纤维柱，废水中的铀可被选择性吸附，铀去除率为99%，工艺整体铀去除率99.9%。
35.按上述各实施实例并按照前述处理方法即可实现高温气冷堆元件核芯制备产生的有机低放工艺废水中有机物的降解和铀的去除的目的。本发明的实施实例均可实施，本发明不限于这些实施例。
技术特征：
1.一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，利用高级氧化法降解废水中的有机物，离子交换/吸附法深度净化处理铀。2.根据权利要求1所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，具体操作步骤如下：（1）高级氧化降解有机物：根据废液的cod来确定双氧水和硫酸亚铁的添加量以降低含四氢糠醇和pva的有机低放废液中的cod，控制反应温度二次氧化提高cod去除率和出水水质；（2）将高级氧化滤得固体物质焙烧，得到可回用铀氧化物固体；（3）离子交换单元除铀：将滤液利用离子交换/吸附类纤维深度净化处理铀；（4）对步骤（3）中使用的纤维用氯化钠溶液淋洗及再生。3.根据权利要求2所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，步骤（1）所述添加的硫酸亚铁的质量与废液中cod的比值为0.2-0.8：1，硫酸亚铁的添加量与双氧水的添加量的质量比为0.04-0.1：1。4.根据权利要求2所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，步骤（1）双氧水和硫酸亚铁反应温度为70-95 ℃，反应的时间为10-40 min。5.根据权利要求2所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，步骤（1）所述二次氧化双氧水的添加量与硫酸亚铁的添加量的质量比为1-5：1，反应时间为10-40 min。6.根据权利要求2所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，步骤（2）所述高级氧化滤得固体物质焙烧温度为500-800 ℃，时间为3-5小时。7.根据权利要求2所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，步骤（3）所述离子交换/吸附类纤维包括强碱性离子交换纤维、强酸性离子交换纤维、弱碱性离子交换纤维、弱酸性离子交换纤维、螯合纤维、活性炭纤维。8.根据权利要求2所述的一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法，其特征在于，步骤（4）所述纤维吸附饱和后采用质量分数为5%-15%的氯化钠溶液解吸，使纤维再生从而循环利用。
技术总结
本发明公开了一种处理高温气冷堆元件核芯制备工艺废水的新方法。其步骤包括：（1）高级氧化降解有机物：根据废液的COD来确定双氧水和硫酸亚铁的添加量以降低含四氢糠醇和PVA的有机低放废液中的COD，控制反应温度二次氧化提高COD去除率和出水水质；（2）将高级氧化滤得固体物质焙烧，得到可回用铀氧化物固体；（3）离子交换单元除铀：滤液利用离子交换/吸附类纤维深度净化处理铀；（4）对步骤（3）中使用的纤维用氯化钠溶液淋洗及再生。本发明实现了高温气冷堆燃料元件核芯制备废水中有机物的降解和铀的回收，COD降解率可达90%以上，工艺整体铀去除率达99%以上，基本不产生二次废水及废物。基本不产生二次废水及废物。
技术研发人员：董发勤 夏雪 聂小琴 冯海宁 刘畅 李伟民 沈巍巍 张玉靖 丁聪聪 王君玲 王梅 孟莹 程文财
受保护的技术使用者：西南科技大学
技术研发日：2020.09.22
技术公布日：2022/3/29