摘要：为改善核素铀在玻璃陶瓷固化体中包容量低、亲玻璃而疏陶瓷的赋存问题,本文采用预处理与熔融-热处理相结合的方法,制备了含铀母玻璃(PG)和铀烧绿石基玻璃陶瓷(GC)固化体,并借助X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM-EDS)、透射电子显微镜(TEM)、X射线光电子能谱(XPS)等检测手段,表征了GC固化体的物相结构并评估了其化学稳定性。XRD结果表明,GC固化体中的铀烧绿石是由PG中预先生成的萤石晶核发生相变而形成的,且是GC固化体中的主晶相;SEM和TEM结果显示,铀烧绿石相在玻璃基体上主要呈四方形均匀生长,且与玻璃的相容性好;元素分析结果证实,GC固化体中的铀高度富集于烧绿石中,残留于玻璃中的量极少;由EDS推算出铀烧绿石的化学计量式为(Ca1.05 Na0.20U0.73)(Ti1.48Al0.58)O7+x,其固溶量与设计值相当,实现了铀在陶瓷相中的较大固溶;XPS证实PG和GC固化体中的铀均以+4价居多,这为烧绿石包容更多铀提供了价态上的可行性;MCC-1结果表明GC固化体抗水性良好。

摘要：针对锕系元素在玻璃陶瓷固化体中易残留于玻璃基体的不足,在传统的熔融-热处理玻璃陶瓷制备工艺基础上对工艺适当改进,研究工艺差异对玻璃陶瓷固化体物相结构的影响,并利用XRD、FT-IR、SEM-EDS、ICP-MS等分析手段对各种固化体的结构性能进行表征。实验结果表明:采用传统方法(工艺A)获得的GC1样品主要以钙长石(CaAl 2Si 2O 8)和钙铀氧化物(CaUO 4)为主相;当增加预烧结(工艺B)或球磨(工艺C)处理后,样品中CaUO 4相的生长得到一定抑制,铀烧绿石的析出量小幅增长;当预烧结和球磨技术联用(工艺D)时,获得的样品GC4中CaAl 2Si 2O 8和CaUO 4两相同时得到抑制,并析出大量的四方铀烧绿石相,且该相与最初设计的析出相组分基本吻合,U在烧绿石晶体结构中A位上的占比高达近0.75。去离子水中浸出14 d后,玻璃基体表面有微弱溶解,陶瓷相在浸出期间没有明显变化。

摘要：针对核工业产生的含悬浮物低放有机废液,本文设计采用微波芬顿-真空抽滤-沸石吸附-离子交换四级组合工艺,实现对废液中的有机物、悬浮物以及核素的深度净化处理。实验结果表明:在反应时间为30 min、pH=6、n(H2O2)=0.03 mol/L以及n(H2O2):n(Fe^2+)=3的最佳条件下,微波芬顿后废液的COD值仅为15.1 mg/L有机物去除率高达95.3%,明显优于活性炭对有机物的去除率;悬浮物在微波芬顿后效作用(絮凝反应)及真空抽滤联合工艺下,获得了优异的净化效果,其SS净化率高达99%以上;Co、Cs、Sr、Fe四种模拟核素经沸石柱吸附后均能在10 min较短时间内达到吸附平衡。其中,Co、Cs、Fe的去除率高达99%以上;离子交换柱对核素的去除效果并不显著,这主要归因于沸石柱对核素高吸附性的贡献。最终,废液经四级处理单元净化后,出水COD、悬浮物、模拟核素的总去除率分别达到96.3%、99.1%及95%以上,完全能够满足国标对此类废水的排放要求。

摘要：针对含Pu这类特殊废物,本实验以镧系元素Ce模拟放射性核素Pu,通过设计新的硼硅酸盐玻璃配方,制备了系列包含不同CeO_2的玻璃样品。工艺特性实验结果表明:当CeO_2含量为4%~7%时,玻璃液流动性好,高温黏度低,成型玻璃表面及内部无气泡和析出相,样品质量好。同时,玻璃具有较高的Tg值(>670℃)预示着其热稳定性好。SEM(EDS)检测数据说明:Ce的X射线特征亮斑随理论Ce含量的增加而逐渐增多,且在玻璃基体上分布均匀,无明显团聚、偏析现象;CeO_2在制备过程中存在一定程度的损失,但与Gd_2O_3、SiO_2的质量百分比仍接近理论设计值,确保了玻璃的固有性能不会产生较大改变。耐水性实验结果表明:当CeO_2含量≤6 wt%时,样品的碱析出量达到国家标准(Ⅰ级),且随CeO_2含量的增加而减少,样品耐水性好;当CeO_2含量为7 wt%时,样品碱析出量不再满足国标要求(>Ⅰ级)。因此,从工艺和性能角度考虑,本实验设计的玻璃组分对CeO_2的最大包容量可达到6%,且样品的综合性能满足固化要求。