沸石基地聚合物固化核素Sr2+的性能及機(jī)制研究.pdf

1、核電的大力發(fā)展產(chǎn)生了相當(dāng)量的中低放射性核廢液，安全有效地處置這些核廢液已經(jīng)成為制約核能發(fā)展的關(guān)鍵因素。
　　本論文提出一種中低放廢液“吸附濃縮-固化”處置一體化的新工藝，將吸附了含鍶廢液的4A沸石原位轉(zhuǎn)化成地質(zhì)聚合物以實(shí)現(xiàn)對鍶的固化，縮短了工藝流程和處理時間，降低了固化體的增容比。運(yùn)用對比實(shí)驗(yàn)，研究了傳統(tǒng)的水泥固化體和新工藝路線下的地聚合物固化體對Sr2+固化性能的差異。針對制備地聚合物過程中遇到的Sr2+對地聚合反應(yīng)的遲滯效應(yīng)，

2、借助電阻率法和終凝時間測定法開展了初步實(shí)驗(yàn)探索。
　　研究表明，沸石制備地聚合物最佳參數(shù)范圍為：水玻璃模數(shù)0.8~1.5，堿灰比2:3~5:6，偏高嶺土摻量20％~80%；4A沸石對Sr2+的吸附機(jī)制為離子交換吸附。
　　在沸石基地聚合物、沸石水泥固化體、偏高嶺土基地聚合物、水泥固化體這四種固化體中，沸石基地聚合物固化Sr2+的整體性能要比后三者更好，具體原因?yàn)椋悍惺鼐酆衔锟箟簭?qiáng)度較高、能有效降低固化過程的增容比、在四種

3、浸出劑（去離子水、硫酸溶液、醋酸-醋酸鈉緩沖液、硫酸鎂溶液）中的浸出率和累積浸出分?jǐn)?shù)最低、耐高溫性能優(yōu)良、抗凍融循環(huán)損失強(qiáng)度最??；沸石基地聚合物的 SEM、XRD、IR、XPS聯(lián)合分析表明 Sr2+取代原材料中的 Na+進(jìn)入地聚合物，同時被物理包裹在地聚合物凝膠中， Sr2+通過化學(xué)鍵的形式進(jìn)入地聚合物的三維網(wǎng)絡(luò)結(jié)構(gòu)實(shí)現(xiàn)固化。
　　地聚合物反應(yīng)體系中，可以用電阻率法預(yù)測地聚合物的終凝時間。鍶的加入造成了地聚合反應(yīng)的遲滯效應(yīng)，含鍶量