離子交換處理放射性廢水的實(shí)驗(yàn)研究

　　核電站產(chǎn)生的低水平放射性廢水的產(chǎn)量巨大r主要核素包括鍶、銫、鈷等），必須進(jìn)行妥善的凈化處理，以滿足國(guó)家越來(lái)越嚴(yán)格的排放要求。我國(guó)正在運(yùn)行的核電站基本都是濱海核電站，利用海洋的巨大稀釋能力，可將核電站液態(tài)流出物對(duì)環(huán)境的影響盡可能的降低。但對(duì)內(nèi)陸核電項(xiàng)目，由于相對(duì)濱海廠址其周邊受納水體的局限性和水環(huán)境影響敏感性，對(duì)內(nèi)陸核電的放射性液態(tài)流出物的排放提出了更高的要求。因此我國(guó)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》（GB 14587-2011）和《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB 6249-2011）中，核電站的放射性液態(tài)流出物的排放要求一一濱海廠址的核電站，槽式排放出口處的放射性流出物中除H-3和C-14外其他放射性核素濃度不應(yīng)超過(guò)1000 Bq/L，而對(duì)于內(nèi)陸廠址，此數(shù)值相應(yīng)為100 Bq/L（除H-3和C-14外）。要達(dá)到此新標(biāo)準(zhǔn)的要求，需要對(duì)放射性廢水尤其是對(duì)內(nèi)陸核電站所產(chǎn)生廢水進(jìn)行深度處理，放射性廢水處理技術(shù)要求相應(yīng)提高。

　　國(guó)內(nèi)在役核電站的廢水處理工藝主要為蒸發(fā)和離子交換。蒸發(fā)處理對(duì)絕大多數(shù)廢水有良好的適應(yīng)性，但它能量消耗大、占地大。離子交換技術(shù)是非熱能處理技術(shù)，占空間少，操作靈活，廣泛座用于核工業(yè)的放射性廢水處理中。自我國(guó)首座核電廠投入運(yùn)行以來(lái)，離子交換技術(shù)在二代加、三代核電r各種堆型）的放射性廢水凈化處理中都得到了應(yīng)用。

　　本文通過(guò)前期調(diào)研和選取離子交換材料的實(shí)驗(yàn)結(jié)果，選擇4A沸石和羅門(mén)哈斯樹(shù)脂作為處理鍶、銫、鈷的離子交換材料，設(shè)計(jì)了一套離子交換中試試驗(yàn)裝置，并試驗(yàn)了該裝置對(duì)模擬廢水（含鍶、銫）的處理效果。
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