本文選題：放射性核素　切入點(diǎn)：介孔二氧化硅　出處：《中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)》2017年碩士論文

【摘要】：隨著核電的發(fā)展,產(chǎn)生大量具有放射性的乏燃料,因而如何處理乏燃料愈加重要。目前乏燃料后處理中對(duì)于U等放射性核素的分離仍主要使用液液萃取法,但液液萃取法復(fù)雜、耗時(shí),且易于產(chǎn)生大量次級(jí)廢物,而使用固相吸附材料可以有效避免以上問(wèn)題。本文采用輻射接枝、種子聚合等方法對(duì)纖維狀SiO2(F-SiO2)微球、交聯(lián)聚合物微球和氧化石墨烯(GO)進(jìn)行功能化,制備出有望用于乏燃料后處理以及環(huán)境中放射性核素的吸附材料。具體研究?jī)?nèi)容如下:(1)合成了雙鍵改性的纖維狀介孔二氧化硅納米微球(F-SiO2-V),將其分散在4-乙烯基吡啶(4-VP)或4-VP的甲醇溶液中,通過(guò)共輻射接枝的方法,制備了吡啶基改性纖維狀介孔SiO2納米微球(F-SiO2-VP)。熱重分析(TGA)結(jié)果表明,聚4-乙烯基吡啶(P(4-VP))在F-SiO22微球上的接枝率隨4-VP單體濃度和吸收劑量增加而增加,但隨劑量率的增加先增大后減小。測(cè)定了室溫下微球?qū)(VⅥ)和Th(Ⅳ)的吸附容量,并對(duì)吸附動(dòng)力學(xué)和吸附等溫線進(jìn)行了分析。結(jié)果表明,F-SiO2-VP微球?qū)(Ⅵ)的吸附容量與硝酸濃度和P(4-VP)的接枝率有關(guān)。當(dāng)硝酸濃度為5mol/L,P(4-VP)的接枝率為16%時(shí),對(duì)U(Ⅵ)的吸附容量最大,達(dá)到163 mg/g。F-SiO2-VP微球?qū)(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的吸附過(guò)程符合準(zhǔn)二級(jí)動(dòng)力學(xué)模型,其吸附等溫線當(dāng)U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的濃度低時(shí)符合Freundlich模型,而U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)濃度高時(shí)符合Langmuir等溫吸附模型。合成了氨基改性的纖維狀介孔二氧化硅納米微球(F-SiO2-NH2),將其分散在聚丙烯酸(PAA)的DMF溶液中,通過(guò)"graft-to"方法,制備了接枝PAA的纖維狀介孔SiO2納米微球(F-SiC2-PAA)。測(cè)定了室溫下微球?qū)(VⅥ)的吸附容量,并對(duì)吸附動(dòng)力學(xué)和吸附等溫線進(jìn)行了分析。結(jié)果表明,F-SiO2-PAA微球?qū)(Ⅵ)的吸附容量與pH有關(guān),當(dāng)pH =5時(shí),對(duì)U(Ⅵ)的吸附容量最大,達(dá)到42 mg/g。該吸附過(guò)程符合準(zhǔn)二級(jí)動(dòng)力學(xué)模型,其吸附等溫線符合Freundlich模型。(2)通過(guò)種子聚合法制備得到了具有開(kāi)放大孔的多孔結(jié)構(gòu)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)。當(dāng)硝酸濃度為7 mol/L時(shí)對(duì)U(Ⅵ)的吸附吸附容量最大,達(dá)到97.6mg/g,吸附過(guò)程符合準(zhǔn)二級(jí)動(dòng)力學(xué)模型。對(duì)Th(Ⅳ)的吸附過(guò)程則在30min內(nèi)達(dá)到平衡,其吸附等溫線符合Langmuir等溫吸附模型。通過(guò)Y射線引發(fā)二甲基丙烯酸乙二醇酯(EGDMA)與4-VP聚合得到表面具有吡啶駐團(tuán)的P(EGDMA-co-VP)微球,對(duì)于高硝酸濃度水溶液中U(Ⅵ)的有一定的吸附作用,當(dāng)硝酸濃度為6mol/L時(shí)吸附容量最大,達(dá)到39.3mg/g。對(duì)U(Ⅵ)的吸附過(guò)程符合準(zhǔn)二級(jí)動(dòng)力學(xué)模型,其吸附等溫線則符合Langmuir等溫吸附模型。(3)使用對(duì)錒系元素具有螯合能力的四齒鄰菲羅啉二酰胺類試劑改性GO得到了功能化GO(FGO),對(duì)U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)具的吸附可在1 h達(dá)到吸附平衡,吸附過(guò)程符合準(zhǔn)二級(jí)動(dòng)力學(xué)模型,其吸附等溫線符合Langmuir等溫吸附模型。當(dāng)pH = 5.5時(shí),對(duì)U(Ⅵ)的飽和吸附容量可達(dá)718mg/g;在pH = 4時(shí),對(duì)Th(Ⅳ)的飽和吸附容量可達(dá)703 mg/g。并制備出了可高效快速分離U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的FGO膜材料,有望用于低濃度放射性廢液中U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的分離。
[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 鍟跺熀鏀規(guī)，

本文編號(hào)：1711170