新型放射性核素吸附材料及其吸附行为的研究

发布时间：2018-04-04 18:27

  本文选题：放射性核素　切入点：介孔二氧化硅　出处：《中国科学技术大学》2017年硕士论文

【摘要】：随着核电的发展,产生大量具有放射性的乏燃料,因而如何处理乏燃料愈加重要。目前乏燃料后处理中对于U等放射性核素的分离仍主要使用液液萃取法,但液液萃取法复杂、耗时,且易于产生大量次级废物,而使用固相吸附材料可以有效避免以上问题。本文采用辐射接枝、种子聚合等方法对纤维状SiO2(F-SiO2)微球、交联聚合物微球和氧化石墨烯(GO)进行功能化,制备出有望用于乏燃料后处理以及环境中放射性核素的吸附材料。具体研究内容如下:(1)合成了双键改性的纤维状介孔二氧化硅纳米微球(F-SiO2-V),将其分散在4-乙烯基吡啶(4-VP)或4-VP的甲醇溶液中,通过共辐射接枝的方法,制备了吡啶基改性纤维状介孔SiO2纳米微球(F-SiO2-VP)。热重分析(TGA)结果表明,聚4-乙烯基吡啶(P(4-VP))在F-SiO22微球上的接枝率随4-VP单体浓度和吸收剂量增加而增加,但随剂量率的增加先增大后减小。测定了室温下微球对U(VⅥ)和Th(Ⅳ)的吸附容量,并对吸附动力学和吸附等温线进行了分析。结果表明,F-SiO2-VP微球对U(Ⅵ)的吸附容量与硝酸浓度和P(4-VP)的接枝率有关。当硝酸浓度为5mol/L,P(4-VP)的接枝率为16%时,对U(Ⅵ)的吸附容量最大,达到163 mg/g。F-SiO2-VP微球对U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的吸附过程符合准二级动力学模型,其吸附等温线当U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的浓度低时符合Freundlich模型,而U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)浓度高时符合Langmuir等温吸附模型。合成了氨基改性的纤维状介孔二氧化硅纳米微球(F-SiO2-NH2),将其分散在聚丙烯酸(PAA)的DMF溶液中,通过"graft-to"方法,制备了接枝PAA的纤维状介孔SiO2纳米微球(F-SiC2-PAA)。测定了室温下微球对U(VⅥ)的吸附容量,并对吸附动力学和吸附等温线进行了分析。结果表明,F-SiO2-PAA微球对U(Ⅵ)的吸附容量与pH有关,当pH =5时,对U(Ⅵ)的吸附容量最大,达到42 mg/g。该吸附过程符合准二级动力学模型,其吸附等温线符合Freundlich模型。(2)通过种子聚合法制备得到了具有开放大孔的多孔结构的吡啶功能化聚合物球,可以吸附酸性溶液中的U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)。当硝酸浓度为7 mol/L时对U(Ⅵ)的吸附吸附容量最大,达到97.6mg/g,吸附过程符合准二级动力学模型。对Th(Ⅳ)的吸附过程则在30min内达到平衡,其吸附等温线符合Langmuir等温吸附模型。通过Y射线引发二甲基丙烯酸乙二醇酯(EGDMA)与4-VP聚合得到表面具有吡啶驻团的P(EGDMA-co-VP)微球,对于高硝酸浓度水溶液中U(Ⅵ)的有一定的吸附作用,当硝酸浓度为6mol/L时吸附容量最大,达到39.3mg/g。对U(Ⅵ)的吸附过程符合准二级动力学模型,其吸附等温线则符合Langmuir等温吸附模型。(3)使用对锕系元素具有螯合能力的四齿邻菲罗啉二酰胺类试剂改性GO得到了功能化GO(FGO),对U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)具的吸附可在1 h达到吸附平衡,吸附过程符合准二级动力学模型,其吸附等温线符合Langmuir等温吸附模型。当pH = 5.5时,对U(Ⅵ)的饱和吸附容量可达718mg/g;在pH = 4时,对Th(Ⅳ)的饱和吸附容量可达703 mg/g。并制备出了可高效快速分离U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的FGO膜材料,有望用于低浓度放射性废液中U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的分离。
[Abstract]:With the development of nuclear power, resulting in a large number of radioactive spent fuel, so how to deal with the spent fuel is more and more important. The spent fuel postprocessing separation for U and other radionuclides are still the main use of liquid-liquid extraction, but the liquid-liquid extraction method is complicated, time-consuming, and easy to produce a large quantity of secondary waste, and the use of solid phase adsorption material can effectively avoid the above problems. This paper uses radiation grafting, seed polymerization of SiO2 fiber (F-SiO2) microspheres, crosslinked polymer microspheres and graphene oxide (GO) were prepared, is expected for the spent fuel adsorption material radionuclide material and postprocessing environment. The specific contents are as follows: (1 double bond) fibrous modified mesoporous silica nanoparticles of synthesis (F-SiO2-V), be dispersed in 4- vinyl pyridine (4-VP) methanol solution or 4-VP, by the method of radiation grafting, preparation of 鍟跺熀鏀规，

本文编号：1711170